检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第6期42卷 50-57页

作者：牛钰航贺亚男巫英伟向烽瑞邓超群于洋苏光辉秋穗正田文喜卢忝余西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安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

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验... 详细信息

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。

关键词： MOOSE 高阶全隐式系统分析

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核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究

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辐射防护 2022年第1期42卷 35-40页

作者：何戈宁周美玲赖建永李冬慧吴舸胡彧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610041 中原运维海外工程有限公司上海200233

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸... 详细信息

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。

关键词：核电厂蒸汽发生器泄漏率

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压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 198-203页

作者：曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军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 华中科技大学能源与动力工程学院武汉430074

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不... 详细信息

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

关键词：失水事故试验不确定性分析方法 GRS方法 RELAP5 现象识别

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基于令牌总线的推举主机热备份冗余驱动系统

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微电机 2023年第12期56卷 31-35页

作者：刘亚男王治鹏何正熙刘飞洋游洲刘文静李朋彭仁勇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

传统并联驱动技术以其功率密度大,成本低、可热切换等优点被广泛应用于热备冗余驱动系统,但其存在主从结构不利于容错的问题,为解决这一问题本文提出一种基于令牌总线的推举主机热备份冗余驱动策略。本文分析了传统并联驱动系统的主从... 详细信息

传统并联驱动技术以其功率密度大,成本低、可热切换等优点被广泛应用于热备冗余驱动系统,但其存在主从结构不利于容错的问题,为解决这一问题本文提出一种基于令牌总线的推举主机热备份冗余驱动策略。本文分析了传统并联驱动系统的主从结构特点后,将适用于分布式拓扑结构的令牌环总线技术与并联驱动技术相结合,解决了主从结构中主站宕机会引发整个系统宕机的问题。同时本文还探究了低环流并联驱动技术在推举主热备份冗余驱动系统中的应用情况。与传统方案相比,本方案提高了热备份冗余驱动系统的可靠性且降低了其运行环流。最后在Matlab环境中建立仿真模型,实验结果表明该方案可在不损失电机控制效果的前提下提高系统稳定性且有效控制驱动环流。

关键词：电机冗余令牌总线仿真

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扩散角对文丘里管内湍流影响的试验研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 16-22页

作者：申屠云奇宋煜晨尹俊连袁宏王德忠上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

为研究扩散角对文丘里管内湍流的影响,采用立体粒子图像测速技术分别对扩散角度为10°、12.5°、15°以及20°的文丘里管扩散段区域进行了测量,得到了平均速度分布,并通过瞬时速度场的统计分析得到了扩散段湍动能分布... 详细信息

为研究扩散角对文丘里管内湍流的影响,采用立体粒子图像测速技术分别对扩散角度为10°、12.5°、15°以及20°的文丘里管扩散段区域进行了测量,得到了平均速度分布,并通过瞬时速度场的统计分析得到了扩散段湍动能分布情况。研究表明,不同扩散角度的文丘里管扩散段内平均速度在截面直径方向成轴对称的单峰分布,湍动能在截面直径上成轴对称的双峰分布,在各试验工况下扩散段内均发生流动分离现象。随扩散角度增加,湍动能峰值增加,主流区径向宽度未发生变化,分离流区径向宽度增加,但对分离流区所占比例的影响较小,高湍动能区变宽;随着雷诺数的增加,湍动能峰值增加,主要由轴向雷诺应力引起,分离流区所占比例略有降低,但主流区和分离流区分布变化较小。此研究为高雷诺数不同角度的文丘里管流场研究提供了实验基础。

关键词：文丘里管扩散角度流动分离湍动能

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海洋条件下U型管蒸汽发生器传热管倒流特性研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 37-41页

作者：何戈宁李孝佳丛腾龙陈一然李冬慧吴舸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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

对海洋条件下U型管蒸汽发生器(SG)传热管倒流特性进行研究,以RELAP5程序为基础,建立了典型海洋条件的动态仿真模型并验证了模型的正确性。针对反应堆启堆阶段,研究了不同的摇摆条件对低流量强迫循环工况下SG内U型管内流动的影响。结果表... 详细信息

对海洋条件下U型管蒸汽发生器(SG)传热管倒流特性进行研究,以RELAP5程序为基础,建立了典型海洋条件的动态仿真模型并验证了模型的正确性。针对反应堆启堆阶段,研究了不同的摇摆条件对低流量强迫循环工况下SG内U型管内流动的影响。结果表明:强迫循环开始后持续的时间越长再引入海洋条件后越不易发生倒流;绕与SG管束弯管轴线平行的轴线摇摆更容易发生倒流。

关键词：蒸汽发生器(SG) 强迫循环热工水力流动不稳定性

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基于机器学习算法的核电用奥氏体不锈钢力学性能预测

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钢铁研究学报 2023年第2期35卷 201-209页

作者：王卓朱虹许斌宋丹戎王留兵张宏亮中南大学轻合金研究院湖南长沙410083 成都材智科技有限公司四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213

由于受到严苛的服役环境和中子辐照的影响,核动力装置用奥氏体不锈钢作为结构材料应用时对力学性能要求较高,因此对于奥氏体不锈钢力学性能的预测很值得关注和研究。将机器学习算法应用于材料信息学并对机器学习的方法和原理作了简要说... 详细信息

由于受到严苛的服役环境和中子辐照的影响,核动力装置用奥氏体不锈钢作为结构材料应用时对力学性能要求较高,因此对于奥氏体不锈钢力学性能的预测很值得关注和研究。将机器学习算法应用于材料信息学并对机器学习的方法和原理作了简要说明,重点介绍了基于奥氏体不锈钢力学性能数据库,以奥氏体不锈钢力学性能预测为应用实例建立了机器学习模型和系统平台,最后通过预测值与真实值的对比验证对模型进行了评估。研究结果表明,构建的相关模型可以对奥氏体不锈钢的抗拉强度和屈服强度进行有效预测,R^(2)均在0.90以上。对现阶段机器学习在性能预测和材料研发领域急需解决的问题进行了探讨,并对其未来的发展方向进行了展望。

关键词：核电站奥氏体不锈钢机器学习性能预测数据库

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泵类设备浮筏结构轻量化设计研究

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科学技术创新 2023年第10期 56-59页

作者：李旸魏博路彤王禹黎昭文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

针对泵类设备浮筏结构的轻量化设计需求,为获得更高效的结构,本研究采用拓扑优化技术开展浮筏结构优化设计研究,并利用有限元分析的方法完成优化前后的浮筏结构力学性能和浮筏隔振系统隔振性能的对比分析。结果表明,优化后的浮筏结构在... 详细信息

针对泵类设备浮筏结构的轻量化设计需求,为获得更高效的结构,本研究采用拓扑优化技术开展浮筏结构优化设计研究,并利用有限元分析的方法完成优化前后的浮筏结构力学性能和浮筏隔振系统隔振性能的对比分析。结果表明,优化后的浮筏结构在减重35%的同时,其一阶、二阶固有频率均有小幅提升,采用浮筏优化结构的隔振系统仍具有良好的隔振性能。本研究可为泵类设备浮筏结构提供一种技术手段,同时还可为其它结构件的优化设计提供参考。

关键词：浮筏结构轻量化拓扑优化隔振

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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 194-198页

作者：赵芳邹树梁徐守龙徐涛南华大学资源环境与安全工程学院湖南衡阳421001 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室湖南衡阳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

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明... 详细信息

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

关键词：船用反应堆大破口失水事故核素扩散 MELCOR耦合CFD-FLUENT

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辐照温度对反应堆压力容器材料辐照脆化行为的影响规律研究

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核动力工程 2024年第S2期45卷 102-109页

作者：董元元罗英杜华胡甜王晓童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

反应堆压力容器(RPV)承受着强烈的中子辐照作用,随着快中子注量的累积,RPV产生不可忽视的辐照损伤,其中辐照温度是影响其辐照损伤的重要因素之一。针对辐照温度对RPV的影响机理研究,本文开展了现有预测模型分析、原位离子模拟辐照试验... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)承受着强烈的中子辐照作用,随着快中子注量的累积,RPV产生不可忽视的辐照损伤,其中辐照温度是影响其辐照损伤的重要因素之一。针对辐照温度对RPV的影响机理研究,本文开展了现有预测模型分析、原位离子模拟辐照试验及多尺度模拟计算。对比分析了常用的辐照脆化预测公式,其温度适用范围为275~310℃,不适用于低温辐照条件。开展了不同温度下的原位离子辐照试验,结果表明辐照温度越高,辐照位错环尺寸越大而密度越低。多尺度模拟计算结果表明,辐照温度对辐照点缺陷的产生过程影响不明显,但对辐照缺陷的演化和平衡过程具有较明显的影响;辐照温度越低,材料辐照脆化越严重。研究揭示了辐照温度对RPV材料辐照脆化行为的影响机理及规律。

关键词：反应堆压力容器(RPV)材料辐照温度辐照脆化原位离子辐照多尺度模拟计算

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