检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第2期44卷 37-42页

作者：刘思超刘余田瑞峰杨小磊陈曦李小畅哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 哈尔滨工程大学航天与建筑学院哈尔滨150001

定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝... 详细信息

定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝螺距比定位绕丝数量及定位绕丝形状对温场流场的影响更大,定位绕丝螺距小于200 mm时,进出口压降大幅增加,表面换热系数增加,温度不均匀度大幅降低;随着定位绕丝数量增加,进出口压降线性增加,表面换热系数变化不大;圆形定位绕丝可以以较小截面积达到与方形定位绕丝相似的效果,梯形定位绕丝对流场影响不如矩形定位绕丝。

关键词：超临界二氧化碳绕丝定位棒束通道定位绕丝结构参数数值模拟

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外加应力作用下UO_(2)中空洞演化过程的相场模拟

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物理学报 2022年第2期71卷 226-236页

作者：姜彦博柳文波孙志鹏喇永孝恽迪西安交通大学核科学与技术学院西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

本工作建立了外加应力作用下UO_(2)中空洞演化的相场模型.首先,使用摄动迭代法求解了弹性平衡方程,对外加应力下单个空洞周围的应力分布进行了计算,结果表明空洞边缘有应力集中现象,模拟得到的应力分布和解析解一致.然后,利用相场方法... 详细信息

本工作建立了外加应力作用下UO_(2)中空洞演化的相场模型.首先,使用摄动迭代法求解了弹性平衡方程,对外加应力下单个空洞周围的应力分布进行了计算,结果表明空洞边缘有应力集中现象,模拟得到的应力分布和解析解一致.然后,利用相场方法模拟了不同外加应力下单个空洞的演化过程,结果表明随着外加应力的增大,空洞的生长速度加快.最后,研究了外加应力对多晶体系中晶粒长大和空洞演化的影响,结果表明,不同晶粒内的应力大小不同,应力越小的晶粒越容易长大,尺寸越大的空洞的边缘应力也越大.晶间空洞与弯曲晶界存在相互作用,一方面晶界附近的空洞会生长成透镜状,另一方面空洞对晶界也有钉扎作用,能减缓晶界的迁移.此外,外加应力会加速多晶系统中空洞的生长,并且本文计算得到了外加应力与空洞半径的关系,发现外加应力越大,空洞的生长越快.

关键词：相场模拟空洞演化晶粒生长外加应力

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小型模块化反应堆控制方法综述

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四川大学学报（自然科学版） 2024年第2期61卷 1-12页

作者：张薇薇何正熙万雪松刘方圆邓科肖凯罗懋康四川大学数学学院成都610064 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

小型模块化核反应堆具有建造周期短、安全性高、运维成本低、适应性强、应用领域广等显著优势,广受世界各国关注,也是我国的战略性需求.发展具有自适应、强鲁棒、高可控和高可信特性的新型控制方法,有效降低甚至消除对控制人员值守的依... 详细信息

小型模块化核反应堆具有建造周期短、安全性高、运维成本低、适应性强、应用领域广等显著优势,广受世界各国关注,也是我国的战略性需求.发展具有自适应、强鲁棒、高可控和高可信特性的新型控制方法,有效降低甚至消除对控制人员值守的依赖,是小型模块化核反应堆的一个重要发展趋势.智能化、自动化的反应堆控制系统通过高效的控制动作来实时跟踪负荷需求,进而有效提高反应堆的稳定性、可靠性和安全性.本文对小型模块化核反应堆控制方法的研究现状进行了综述.本文首先回顾了基于经典控制理论的传统PID控制方法的原理及其优缺点,然后总结了当前应用于反应堆控制系统的一些高精度、高效率智能控制方法,如模糊控制、神经网络控制、智能优化控制、复合控制方法等的主要特点.最后,针对当前小型模块化反应堆控制系统的应用需求和技术难点,本文对智能控制方法的可能发展方向进行了展望.

关键词：小型模块化反应堆反应堆控制 PID控制智能控制复合控制

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小堆结构材料全生命周期数据管理系统设计研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 119-125页

作者：宋丹戎许斌刘佳秦冬张显均王卓朱虹中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213 中南大学长沙410083 成都材智科技有限公司成都610041

小型模块化反应堆(简称小堆)结构材料具有种类繁多、来源广泛和格式多样等特点。基于现代信息技术及大数据背景,结合小堆结构材料数据的特殊性,从材料数据管理角度出发,设计构建了一个覆盖小堆结构材料全生命周期的专用数据管理系统,实... 详细信息

小型模块化反应堆(简称小堆)结构材料具有种类繁多、来源广泛和格式多样等特点。基于现代信息技术及大数据背景,结合小堆结构材料数据的特殊性,从材料数据管理角度出发,设计构建了一个覆盖小堆结构材料全生命周期的专用数据管理系统,实现从碎片化数据获取到海量数据集成、处理并融合的转变。整个系统不仅实现了自定义数据库设计,还实现了小堆结构材料全生命周期数据的管理和应用,满足用户数据查询、数据检索、可视化分析等多种需求,有利于推进小堆结构材料数据管理向规范化、智能化发展。同时该数据管理系统突破了多尺度材料数据管理技术瓶颈,增强了材料数据的安全性和可靠性,为数字化小堆研发设计提供了重要支持。

关键词：小型模块化反应堆结构材料全生命周期数据管理系统管理

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压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

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核科学与工程 2023年第2期43卷 298-303页

作者：应栋川田超温兴坚苗建新肖锋唐松乾张宏越景福庭黄迁明刘汀黄博琛李文翰中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不... 详细信息

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。

关键词：压力容器快中子注量

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自然循环条件下倒U型管蒸汽发生器一次侧倒流现象关键影响因素研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 40-46页

作者：王天石王宇轩赵鹏程王曦婕凌煜凡王雨晴朱恩平南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

倒U型管蒸汽发生器(UTSG)在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)中UTSG设计参数,利用计算流体力学(CFD)软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒... 详细信息

倒U型管蒸汽发生器(UTSG)在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)中UTSG设计参数,利用计算流体力学(CFD)软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒流现象,研究一次侧运行参数、UTSG设计参数以及二次侧运行参数对于倒流现象的影响。结果表明,提高UTSG一次侧温度、一次侧运行压力、倒U型管热导率将增大UTSG的临界质量流量,使得UTSG更易发生倒流;提高UTSG二次侧给水量、二次侧温度以及倒U型管内壁粗糙度将使得UTSG临界质量流量下降,抑制倒流现象发生;而倒U型管壁厚对倒流现象几乎无影响;相较于改变二回路温度,改变一回路温度对于倒流现象的影响更为显著。本研究结果可为UTSG的参数优化提供一定参考。

关键词：自然循环倒U型管蒸汽发生器(UTSG) 倒流计算流体力学关键影响因素

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空气布雷顿循环系统不同构型参数分析及优化

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中国电机工程学报 2023年第21期43卷 8344-8355页

作者：唐鑫钱奕然陈伟雄方华伟易经纬严俊杰动力工程多相流国家重点实验室(西安交通大学) 陕西省西安市710049 核反应堆系统设计技术重点实验室(中国核动力研究设计院) 四川省成都市610041

空气布雷顿循环技术成熟度高,环境适应性强,应用于可移动微小型可电源能量转换系统有待进一步选型设计。该文通过建立闭式空气布雷顿循环系统模型,探究不同循环构型关键参数对系统性能影响规律,并分别以最大循环效率和最大功率密度为目... 详细信息

空气布雷顿循环技术成熟度高,环境适应性强,应用于可移动微小型可电源能量转换系统有待进一步选型设计。该文通过建立闭式空气布雷顿循环系统模型,探究不同循环构型关键参数对系统性能影响规律,并分别以最大循环效率和最大功率密度为目标对不同构型进行参数优化。结果表明,采用级间冷却和再热能提高系统发电效率和(火用)效率,但会增大系统体积,使功率密度下降;以发电效率最大作为优化目标,最优构型是再热间冷回热循环,其发电效率可以达到37.95%,但其功率密度较低,仅为206.9kW/m^(3);以功率密度最大作为优化目标,最优构型是简单回热循环,其功率密度可以达到336.7kW/m^(3),换热器体积仅为4.36m^(3),但其发电效率只有29.4%,低于其他构型。因此,以最大功率密度为目标优化后的简单回热空气布雷顿循环更适合作为可移动微小型核电源能量转换系统应用。

关键词：空气布雷顿循环构型对比参数优化发电效率功率密度

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高耐蚀含铝奥氏体不锈钢在超临界水中腐蚀行为研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 271-279页

作者：高阳郭相龙姜钰凡伍建文唐睿黄彦平张乐福中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为解决传统不锈钢在超临界水冷堆(SCWR)堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题,针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢(AFAs),采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究... 详细信息

为解决传统不锈钢在超临界水冷堆(SCWR)堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题,针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢(AFAs),采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究了AFAs在超临界水中腐蚀后试样表面氧化膜形貌、成分及结构特征,用以探究合金在超临界水中的耐腐蚀机制及氧化铝成膜行为。研究结果表明:AFAs在600℃超临界水中能形成连续的氧化铝膜从而具备优异的耐腐蚀性能,1000 h腐蚀增重量低于10 mg/dm^(2),优于文献报道的在相同条件下腐蚀的C276合金和310-ODS合金。该氧化铝膜与合金基体结合紧密无明显分界,能有效阻碍超临界水中氧化介质与合金基体的直接接触,抑制合金中Fe的外扩散,为合金提供优异的保护性。然而,AFAs中的Laves相会影响局部氧化铝膜的均匀性,导致外层MnCr_(2)O_(4)颗粒的形成。因此,AFAs需要在维持氧化铝连续成膜的同时严格控制Laves相含量,从而满足SCWR的应用需求。本文研究结果可为SCWR用含铝奥氏体不锈钢研发设计提供数据及理论支撑。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 含铝奥氏体不锈钢(AFAs) 均匀腐蚀氧化铝膜 Laves相

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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

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原子能科学技术 2023年第7期57卷 1406-1415页

作者：辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧张牧昊中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 详细信息

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。

关键词：铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故铅铋-水相互作用程序开发程序验证

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核能装备安全控制代码自动生成软件研发与应用的构想与成果展望

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工程科学与技术 2024年第2期56卷 1-16页

作者：刘明星马权吴鹏杨斐侯荣彬王俊峰黄滟鸿吴延群四川大学计算机学院四川成都610065 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 华东师范大学软件工程学院上海200241

目前,核能装备等安全关键系统中软件的作用越来越重要,对系统的安全稳定运行具有至关重要的影响。安全关键软件规模的增长和复杂度的增加给设计和开发高可信的软件带来了新的挑战,亟需新的软件开发和验证方法与模式。针对此需求,本文围... 详细信息

目前,核能装备等安全关键系统中软件的作用越来越重要,对系统的安全稳定运行具有至关重要的影响。安全关键软件规模的增长和复杂度的增加给设计和开发高可信的软件带来了新的挑战,亟需新的软件开发和验证方法与模式。针对此需求,本文围绕核能装备安全控制代码自动生成软件研究面临的三大关键科学问题,分别开展一个基础理论、七大关键技术及一套原型系统的研究。通过核能安全控制代码自动生成软件总体设计集成与评估、核能安全控制与交互系统软件建模技术、核能安全控制系统模型分析与验证技术、核能安全控制系统可信软件代码自动生成技术等方面的研究,突破核能装备安全控制代码自动生成软件在建模、代码生成和测试验证面临的系统性技术瓶颈,建立起新的安全关键软件开发和验证方法与模式。通过可信安全控制代码自动生成软件工程化应用与认证技术研究,构建一个核能装备安全控制代码自动生成的原型系统,并在核能、汽车等领域对研究成果进行验证。通过上述研究实现以下5个方面创新:一是形式化方法与模型驱动开发融合理论,用确定的数学理论保证模型的高可信;二是状态机扩展同步数据流语言形式化定义方法,建立适用于核能、航空、汽车等场景的软件建模方法;三是基于交互式定理证明的可信代码生成器构造方法,形成经过形式化验证的可信代码生成器;四是数据驱动的测试用例智能生成方法,实现测试验证的自动化;五是一套面向核能装备控制软件的一体化研发平台,构建完整的开发和验证工具链。本文旨在以形式化和模型驱动方法为基础,对安全关键软件的建模、模型验证、代码生成、测试验证等方面进行系统性研究,以形成高可信的安全关键软件开发和验证新方法。研究成果对核能等领域安全关键软件开发相关工业软件的科学研究、技术研发、产业发展等具有十分重要的理论意义和实际应用价值。

关键词：核能装备代码生成形式化模型驱动

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