检索结果-内蒙古大学图书馆

科技创新导报 2022年第27期19卷 155-159页

作者：胡钰莹廖鸿宽李庆于颖锐刘鑫尧陈飞飞黄世恩蔡云向宏志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610041 中国核动力研究设计院四川成都610041

本文提出了一种基于统计学习方法的换料堆芯装载优化空间特征提取方法,建立了适用于换料堆芯装载优化问题的特征统计量,将优化问题中的各种优化操作通过统计量加以学习和统计分析,获得了各优化操作的特征概率模型。通过实际的换料堆芯... 详细信息

本文提出了一种基于统计学习方法的换料堆芯装载优化空间特征提取方法,建立了适用于换料堆芯装载优化问题的特征统计量,将优化问题中的各种优化操作通过统计量加以学习和统计分析,获得了各优化操作的特征概率模型。通过实际的换料堆芯装载方案优化设计问题检验可以看出,采用统计学习建立的概率模型可有效获取当前局部邻域内优化空间的特征规律,可显著提升设计优化性能,其优化份额和评价目标均值均显著优于均匀概率模型和其他邻域的异常概率模型,为开展新型高速优化算法设计奠定了基础。

关键词：换料堆芯装载统计学习特征提取概率模型

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热蠕变对UMo/Zr单片式燃料板起泡行为的影响

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核动力工程 2020年第6期41卷 85-91页

作者：严峰简晓彬丁淑蓉辛勇唐昌兵李垣明复旦大学航空航天系上海200433 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

针对含有气腔的UMo/Zr单片式燃料板,考虑包壳材料的热蠕变效应,将包壳的变形与气腔压力相耦合,发展了一种对燃料板宏观起泡行为进行数值模拟的方法。基于所建立的模拟方法,计算分析了包壳热蠕变和气腔内裂变气体原子数对起泡行为的影响... 详细信息

针对含有气腔的UMo/Zr单片式燃料板,考虑包壳材料的热蠕变效应,将包壳的变形与气腔压力相耦合,发展了一种对燃料板宏观起泡行为进行数值模拟的方法。基于所建立的模拟方法,计算分析了包壳热蠕变和气腔内裂变气体原子数对起泡行为的影响。研究发现,在考虑包壳热蠕变时,若局部开裂区域内的裂变气体原子数为4.0×1017,以鼓泡高度0.1 mm作为起泡阈值的判断标准,所预测出的阈值温度比不考虑热蠕变时低100℃;若局部开裂区内的裂变气体原子数由2.5×1017增加至4.0×1017,则燃料板的起泡阈值温度将可能降低40℃,通过降低包壳材料的热蠕变率可以有效提高燃料板的抗鼓泡能力。

关键词： UMo/Zr单片式燃料板起泡阈值温度退火试验热蠕变数值模拟

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CNP650长燃料循环长短交替运行管理研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 26-29页

作者：廖鸿宽于颖锐王永明刘同先黄灿陈长刘明权陈亮胡钰莹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 海南核电有限公司海南昌江572733

海南核电厂1、2号机组采用我国自主设计的CNP650反应堆,由于海南电网存在着明显的用电峰谷期,使得海南核电厂从年换料向长燃料循环过渡的关键在于循环长度差异巨大的长、短交替运行设计。面向上述目标,本文针对CNP650反应堆,完成了新燃... 详细信息

海南核电厂1、2号机组采用我国自主设计的CNP650反应堆,由于海南电网存在着明显的用电峰谷期,使得海南核电厂从年换料向长燃料循环过渡的关键在于循环长度差异巨大的长、短交替运行设计。面向上述目标,本文针对CNP650反应堆,完成了新燃料组件类型和富集度设计、新燃料组件数目及布置设计、独立过渡循环设计,得到了CNP650反应堆长、短交替运行的长燃料循环燃料管理策略,从1号机组第5循环开始,通过4个过渡循环,进入循环长度分别为517.3等效满功率天(EFPD)和464.0EFPD的交替运行平衡循环,各项参数满足长燃料循环燃料管理设计要求,有效地解决了海南核电厂长周期运行的特异性需求,可直接应用于海南核电厂长燃料循环运行。

关键词：长燃料循环长短交替运行燃料管理

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α-Fe材料辐照促进应力腐蚀开裂计算模拟研究

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广东化工 2023年第14期50卷 25-27页

作者：胡朝威何培峰于天达杨琳龙董怡斌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 山东大学前沿交叉科学青岛研究院山东青岛266237

对于压水反应堆结构,辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)是其最主要的失效机制。理解辐照条件下辐照缺陷与微裂纹之间的相互作用,是理解辐照促进应力腐蚀开裂微观机制的重要一步。在本研究中,利用反应力场分子动力学(ReaxFF-MD)方法,模拟了体... 详细信息

对于压水反应堆结构,辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)是其最主要的失效机制。理解辐照条件下辐照缺陷与微裂纹之间的相互作用,是理解辐照促进应力腐蚀开裂微观机制的重要一步。在本研究中,利用反应力场分子动力学(ReaxFF-MD)方法,模拟了体心立方结构(α相)的纯铁在辐照-应力-腐蚀三因素耦合作用下的演化过程,并对其进行腐蚀模拟与拉伸应变模拟,研究辐照促进应力腐蚀开裂底层物理机制及影响因素。

关键词：压水堆 α-Fe 辐照缺陷应力腐蚀反应力场分子动力学

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主管道管径对主泵性能的影响分析

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核动力工程 2020年第2期41卷 125-129页

作者：王岩崔怀明郭艳磊毛远帆段永强李磊苏先顺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 兰州理工大学兰州730050

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特... 详细信息

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低,但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低,整个系统效率提高了1.3%;配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值;2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小,冷段内压力脉动幅值也较小,且均呈现出无周期和无规律特性;配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。

关键词：主泵主管道非定常流动压力脉动

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重水堆慢化剂热传输系统优化设计及经济性评估

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中国核电 2023年第3期16卷 393-396页

作者：彭程邓坚潘卫国上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 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

有效降低厂用电率并提高发电经济性将成为未来核电厂必须面对的现实性问题之一。本研究以秦山三期重水堆机组为对象,通过对重水堆慢化剂热传输系统的优化设计,将1号低压加热器入口凝结水作为慢化剂热交换器壳侧冷却水,利用慢化剂中的低... 详细信息

有效降低厂用电率并提高发电经济性将成为未来核电厂必须面对的现实性问题之一。本研究以秦山三期重水堆机组为对象,通过对重水堆慢化剂热传输系统的优化设计,将1号低压加热器入口凝结水作为慢化剂热交换器壳侧冷却水,利用慢化剂中的低品位热量可使1号低压加热器入口的凝结水温度提升近32℃,减少的低压缸抽气继续用于级中做功,产生的额外电能约为30.92 MW。对该系统优化设计的经济性评估,核电厂每年可新增收益2.11亿元,而核电厂需承担循环冷却水泵更换、管道安装等一次性改造成本约200万元。

关键词：热传输系统重水堆经济性评估低品位热量

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IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 1-4页

作者：朱大欢何鹏郑静方红宇张丹钟明君武铃珺吴清刘昌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成都610213 福建福清核电有限公司福建福清350318

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外... 详细信息

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃~200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留(IVR) 熔融物迁移

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次临界反应性测量方法研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 214-217页

作者：唐霄肖鹏刘同先廖鸿宽黄灿赵德华刘明权卢迪李满仓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 海南核电有限公司海南昌江572733

压水堆启动前需要进行物理启动试验,其中调临界是相对耗时的一部分。采用次临界条件下的试验,可以省去调临界的步骤,提高物理启动试验的安全性和适用性,加速物理启动试验的进程,提高压水堆的负荷因子。目前,次临界反应性测量受限于测量... 详细信息

压水堆启动前需要进行物理启动试验,其中调临界是相对耗时的一部分。采用次临界条件下的试验,可以省去调临界的步骤,提高物理启动试验的安全性和适用性,加速物理启动试验的进程,提高压水堆的负荷因子。目前,次临界反应性测量受限于测量信号较弱,背景噪声强,误差较大,难以满足商用压水堆的工程应用要求。本文基于源倍增方法,利用空间重要性修正因子和信号线性修正提高次临界反应性测量的精度,成功地在核电厂首循环上实现了次临界反应性测量的蒙特卡罗方法计算,取得了较好的计算精度与效果。

关键词：次临界反应性测量源倍增方法空间重要性修正因子信号线性修正

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基于虚拟体积力动量源的燃料组件热工水力数值求解方法

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原子能科学技术 2021年第7期55卷 1276-1287页

作者：李小畅邓坚杨小磊郭涌辉陈广亮田瑞峰哈尔滨工程大学航天与建筑工程学院黑龙江哈尔滨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四川成都610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001

针对计算流体力学(CFD)与三维精细化建模方法应用于反应堆燃料组件热工水力分析时普遍面临计算量较大和计算效率较低的问题,本文基于搅混翼对流场及温度场的阻流、导流、搅混与换热强化等方面的影响机理,通过建立搅混翼的虚拟体积力数... 详细信息

针对计算流体力学(CFD)与三维精细化建模方法应用于反应堆燃料组件热工水力分析时普遍面临计算量较大和计算效率较低的问题,本文基于搅混翼对流场及温度场的阻流、导流、搅混与换热强化等方面的影响机理,通过建立搅混翼的虚拟体积力数理模型来考虑搅混翼对热工水力的影响。以两通道模型为研究对象,将虚拟体积力模型以动量源项的形式加入无翼片通道中,获得了带搅混翼通道的热工水力特性。该方法避免了直接对燃料组件中的复杂搅混翼结构进行贴体网格建模,可显著简化建模过程、降低计算量及提高计算效率。通过与实验数据及传统贴体网格建模结果的综合对比分析,验证了模型的有效性。研究结果表明:搅混翼对棒束通道流场及温度场的综合影响,可等效为结构对流体施加的某种作用力改变了流体质点运动规律,从而表现出特殊的热工水力现象;虚拟体积力动量源模型所计算的流速、压降及换热系数等关键热工水力参数,与实验数据及传统贴体网格计算结果吻合良好,并能适应不同流速工况。

关键词：燃料组件搅混翼热工水力动量源数值建模数值反应堆

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非均匀导电壁对DCLL通道液态金属传热的影响

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工程热物理学报 2020年第7期41卷 1757-1764页

作者：高歌黄护林杨娅方日亮鹿鹏何晓强南京航空航天大学航天学院南京210016 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

包层是核聚变堆中能量转换的关键部件。本文对包层通道中"磁-热-流-固"多物理场进行耦合仿真,研究了改变流道插件(Flow Channel Insert,FCI)和第一壁导电率分布对双冷锂铅包层通道内液态金属的流动与传热特性的影响。结果显示... 详细信息

包层是核聚变堆中能量转换的关键部件。本文对包层通道中"磁-热-流-固"多物理场进行耦合仿真,研究了改变流道插件(Flow Channel Insert,FCI)和第一壁导电率分布对双冷锂铅包层通道内液态金属的流动与传热特性的影响。结果显示,绝缘条的加入降低了主流在绝缘条壁面附近温度,最高降温达到了15 K.入口速度和磁场强度的增加会减弱绝缘条对通道传热的影响;有流道插件通道加入导电条后,通道在Y方向上温度的不均匀分布得到改善,导电条对通道传热影响的程度随着入口速度的增大而愈加显著。

关键词：双冷液态锂铅包层磁流体效应局部导电FCI 液态金属传热多物理场耦合仿真

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