检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 35-41页

作者：刘海东陈德奇秦江刘汉周颜培刚刘伟哈尔滨工业大学能源科学与工程学院空天热物理工业和信息化部重点实验室哈尔滨150001 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分... 详细信息

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明,低压力、低质量流速和低入口过冷度下,极易出现流动振荡,并导致沸腾临界提前发生,此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低;随着壁面热流密度不断增加,流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流;当流动出现剧烈振荡时,流道存在回流;发生沸腾临界时流道压降波动最大,对应的流型为不稳定环状流。因此,单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。

关键词：可视化实验两相流流动振荡汽泡沸腾临界

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高精度相关变量随机数序列产生方法

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原子能科学技术 2021年第9期55卷 1663-1669页

作者：马续波李耀舟吴屈彭星杰黄自锋朱润泽张斌华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

当对反应堆物理计算结果进行不确定性分析时,需产生多维相关变量随机数序列。为产生高质量的相关变量随机数序列以减少样本数量,本文首先从理论上分析给出了之前的多维相关变量随机数序列的协方差矩阵与真实的协方差矩阵有差别的原因,... 详细信息

当对反应堆物理计算结果进行不确定性分析时,需产生多维相关变量随机数序列。为产生高质量的相关变量随机数序列以减少样本数量,本文首先从理论上分析给出了之前的多维相关变量随机数序列的协方差矩阵与真实的协方差矩阵有差别的原因,据此提出了解决方法,并采用数值计算对解决方法进行了验证。验证结果表明,对于3个变量的抽样序列,高精度相关变量抽样方法采用20个样本便得到与原相关系数矩阵一致的矩阵,抽样样本数量较之前的方法减少了5个量级;而对于33群的238 U辐射俘获反应道,即使抽样样本数为34,最大相对误差亦仅0.061%,由此证明了方法的有效性。最后,利用不同方法对铅基快堆LFR进行了分析,传统正态分布抽样样本总数较高精度相关变量抽样方法的样本总数高1倍,其最大相对误差为12.5%,而高精度相关变量抽样方法的最大相对误差仅1.7%,计算精度有明显提高。结果表明该方法具有工程应用前景。

关键词：高精度相关变量随机数序列协方差蒙特卡罗方法反应堆物理计算不确定性

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基于SARCS-4的控制棒轴向分区计算功能开发及验证分析

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科技视界 2023年第10期 118-123页

作者：陈定勇贺涛陈俊辑马党伟郑洪涛中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

在商用压水堆中常采用控制棒轴向分区设计以提升控制棒的反应性开展能力,如美国CASL计划中的VERA堆芯,BEAVRS堆芯以及AP1000堆芯等。因此,核设计软件需要具备控制棒轴向分区的计算能力。压水堆堆芯核设计常采用两步法,即先进行二维组件... 详细信息

在商用压水堆中常采用控制棒轴向分区设计以提升控制棒的反应性开展能力,如美国CASL计划中的VERA堆芯,BEAVRS堆芯以及AP1000堆芯等。因此,核设计软件需要具备控制棒轴向分区的计算能力。压水堆堆芯核设计常采用两步法,即先进行二维组件输运计算得到组件均匀化的群常数,再进行三维堆芯扩散计算。文章在基于两步法的压水堆堆芯核设计程序系统SARCS-4中开发了针对轴向分区控制棒的计算功能,并应用于控制棒轴向分为两区的VERA基准题堆芯的控制棒价值计算。计算结果表明,SARCS-4程序对控制棒轴向分区的堆芯计算正确,可用于堆芯核设计。

关键词：压水堆堆芯控制棒轴向分区堆芯扩散控制棒价值

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核级石墨密封垫片压缩蠕变性能研究

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重庆理工大学学报（自然科学） 2022年第11期36卷 161-166页

作者：马俊宏沈火明刘娟王宇星傅孝龙西南交通大学力学与航空航天学院成都610031 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

密封垫片的压缩蠕变性能是影响密封系统安全性和可靠性的重要力学性能之一,为研究现代核电运行系统中核级石墨密封垫片的蠕变性能,基于垫片压缩蠕变模型试验以及数值模拟,对比分析了预紧应力、服役温度以及垫片径向尺寸等因素对压缩蠕... 详细信息

密封垫片的压缩蠕变性能是影响密封系统安全性和可靠性的重要力学性能之一,为研究现代核电运行系统中核级石墨密封垫片的蠕变性能,基于垫片压缩蠕变模型试验以及数值模拟,对比分析了预紧应力、服役温度以及垫片径向尺寸等因素对压缩蠕变性能的影响。试验结果表明:密封垫片存在一个使垫片金属环与法兰发生接触的门槛应力。在蠕变过程中,垫片压缩蠕变量随着环境温度的升高而增加,随着螺栓预紧应力的增大而增加,但垫片蠕变量受径向尺寸的影响较小。综合不同工况下垫片蠕变结果,发现其最大蠕变率为3.5%,远低于现行核电工程中对密封垫片蠕变性能的规范要求。研究表明:核级石墨密封垫片处于高温或高压环境下均具有较好的抗蠕变性能,可满足核电密封系统的可靠性要求。

关键词：核级石墨密封垫片蠕变性能试验有限元模拟

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蒸汽管道破裂事故下燃料元件性能研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 54-58页

作者：张坤庞华陈平张林邢硕何梁秋博文惠永博唐昌兵王严培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

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件... 详细信息

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件在热态零功率蒸汽管道破裂(HZPSLB)事故下的堆内行为,结果显示CF3燃料元件包壳在该事故下不会发生屈服,进而验证了CF3燃料元件的安全性。

关键词：蒸汽管道破裂(SLB)事故燃料元件性能分析

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安全级DCS仿真验证平台技术方案研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 89-92页

作者：武有光刘明明张子鹏李倩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

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对... 详细信息

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对安全级DCS多维度、高逼真的闭环验证,确保了安全级DCS内部逻辑以及与外部系统连接的正确性。

关键词：安全级集散控制系统(DCS) 仿真验证技术方案

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基于SP_(3)方法的动力堆中子噪声分析程序研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 491-499页

作者：龚禾林陈长赵文博彭星杰李庆于颖锐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四川成都610041

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对... 详细信息

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。

关键词： CORCA-PIN CORCA-NOISE SP_(3) 中子噪声有限元

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小型压水堆功率神经网络预测控制研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 50-53页

作者：肖凯黎婧赵梦薇蒲笑非郑艳秋青先国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

考虑到反应堆堆芯非线性、时变性等特点以及外界扰动情况,传统经典控制方法难以实现全工况内反应堆功率的良好控制。因此,本研究提出了一种反应堆功率的神经网络预测控制方法。本文以国际革新安全反应堆(IRIS)为研究对象,建立堆芯非线... 详细信息

考虑到反应堆堆芯非线性、时变性等特点以及外界扰动情况,传统经典控制方法难以实现全工况内反应堆功率的良好控制。因此,本研究提出了一种反应堆功率的神经网络预测控制方法。本文以国际革新安全反应堆(IRIS)为研究对象,建立堆芯非线性模型,并基于MATLAB/Simulink构建反应堆功率的神经网络预测控制仿真平台。仿真结果表明,所设计的神经网络预测控制器可以实现堆芯入口温度扰动和变负荷工况下反应堆功率的良好控制。

关键词：小型压水堆反应堆功率控制神经网络预测控制

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基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发

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原子能科学技术 2021年第8期55卷 1420-1428页

作者：牛钰航芦韡贺亚男邓超群向烽瑞巫英伟苏光辉秋穗正田文喜于洋卢忝余西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安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四川成都610213

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,... 详细信息

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,将程序计算值与实验值进行了数值验证和计算分析。结果表明:ZEBRA中五方程模型预测值与实验值符合良好,沸腾起始点和空泡份额的预测合理,表明ZEBRA初步具备了处理两相流问题的能力。

关键词： MOOSE 五方程两相流流动换热

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核反应堆控制棒驱动机构状态检测技术研究

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自动化与仪器仪表 2025年第1期 16-18,23页

作者：王仁良孙培伟吴延群党丽君西安交通大学能源与动力工程学院西安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

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。... 详细信息

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。在此基础上,重点介绍了电感法状态检测原理和电感测量检测方法,并通过试验验证了该方法的可行性和准确性。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构状态检测电感法

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