检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第5期41卷 193-196页

作者：宋建向清安邓坚余红星杜娟毕金生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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯... 详细信息

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。

关键词：模块式小型堆严重事故熔融物堆芯滞留堆腔注水系统

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基于分子动力学模拟Fe的辐照损伤行为研究

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科技视界 2022年第21期 32-34页

作者：田超温兴坚唐松乾应栋川李文瀚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

反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自堆芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处... 详细信息

反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自堆芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处理可视化分析软件OVITO对Fe晶体在接受辐射照射后的缺陷数量进行了初步研究,并系统分析了初级离位原子(PKA)的温度、飞行方向和能量对缺陷的影响。结果表明:(1)辐射照射后形成的缺陷对数量随PKA温度的增加会出现一个小幅度减少的态势;(2)PKA方向变化对辐照损伤后形成的缺陷对数量影响不大,而仅仅影响其分布;(3)辐射缺陷相对数量随着PKA携带能量的升高而增大。

关键词：分子动力学 Fe晶体辐照损伤

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先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ输运模块并行优化开发

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原子能科学技术 2020年第5期54卷 930-936页

作者：涂晓兰柴晓明刘东芦韡王鑫李勋昭付元光郭凤晨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 北京应用物理与计算数学研究所北京100094

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效... 详细信息

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效率。通过性能分析,发现特征线扫描和高阶散射源计算较为耗时。本文通过基于MPI的能群并行、E指数优化、角通量球谐函数展开等方法实现了并行优化。基准题验证表明,并行优化计算精度较高,E指数优化对特征线扫描效率提升较好,角通量球谐函数展开对高阶散射源计算效率提升较好。经过优化后的KYLIN-Ⅱ的输运计算模块加速效果显著,可满足工程使用需求。

关键词：中子输运方程特征线方法 E指数优化角通量球谐函数展开

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FCM燃料堆内行为模拟及结构设计研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 197-200页

作者：周毅刘仕超陈平李垣明辛勇刘振海张林谷明非赵艳丽乐韵琳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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区... 详细信息

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区和SiC层同时具有较低的应力水平。分析了无燃料区厚度为100~500μm时基体SiC、无燃料区以及SiC层的应力分布,结果表明,基体SiC和SiC层最大应力随无燃料区厚度增大而增大,而无燃料区的最大应力则随其厚度增大而降低。当无燃料区厚度为400μm时,无燃料区和SiC层均处于较低的应力状态,无燃料区SiC基体应力约为400 MPa,而SiC层的最大环向应力约为200 MPa,其失效概率约为2.5×10^-4。因此,当无燃料区厚度为400μm时,FCM燃料既能维持芯块结构完整,又能保证SiC层具有较低的失效概率。结构优化为FCM燃料的应用提供了基础。

关键词： FCM燃料热力学行为结构优化失效概率

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新型不确定性分析容忍限估计方法

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核动力工程 2020年第6期41卷 131-137页

作者：郭家丰卢川毛辉辉孙中宁王建军王晓烈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

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确... 详细信息

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确定性分析容忍限上下界估计的新方法。相比于WILKS公式,本文所述的方法可以有效降低所需计算的最小样本容量,减少不确定性分析的时间成本。

关键词：不确定性分析 WILKS公式容忍限估计方法最小样本容量

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纳米单晶铜磨料磨损的分子动力学研究

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有色金属工程 2021年第1期11卷 50-55页

作者：杜华杨龙龙于紫舒吴冰洁张亚楠孙琨方亮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610014 西安交通大学金属材料国家重点实验室西安710049

使用开源分子动力学模拟软件,建立了单晶铜三体磨料磨损的分子动力学模型,模拟不同水膜厚度和载荷下单晶铜三体磨料磨损的过程,分析了在水膜厚度和载荷对单晶铜基体磨料磨损的磨损机制和磨损率。结果表明:无水膜时,磨料直接压入单晶铜基... 详细信息

使用开源分子动力学模拟软件,建立了单晶铜三体磨料磨损的分子动力学模型,模拟不同水膜厚度和载荷下单晶铜三体磨料磨损的过程,分析了在水膜厚度和载荷对单晶铜基体磨料磨损的磨损机制和磨损率。结果表明:无水膜时,磨料直接压入单晶铜基体,随着载荷的增大,基体被磨损的铜原子大幅度增加。在一定载荷下,由于水膜具有优异的承载和润滑作用,随着水膜厚度的增大,单晶铜基体磨损率减小。在一定水膜厚度下,随着载荷的增大,磨料压穿水膜与基体直接接触,且磨料与基体间的作用力随载荷增大而增大,故基体的磨损率增大。

关键词：分子动力学模拟单晶铜磨损机制磨损率

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大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 199-204页

作者：曾未焦守华朱力张卓华何晓强柴翔曾畅宋丹戎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

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍... 详细信息

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。

关键词：弧形面加热自然对流实验研究数值研究

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核安全级仪控产品设计制造风险管理研究

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自动化仪表 2023年第S1期44卷 186-189,195页

作者：穆兰芬张大林西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安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

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风... 详细信息

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风险的措施”如何在核安全级仪控产品设计制造过程中运用和实施进行了研究。将通用质量管理标准要求应用于核安全级仪控产品设计制造过程的风险识别和控制,总结了一套核安全级仪控产品设计制造风险管理的方法。此研究适用于电子产品设计制造的风险识别,以提升电子产品设计制造质量、推动高质量发展。

关键词：核安全仪控产品风险识别质量管理设计制造

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两相流流体网络水力热力耦合计算分析

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核动力工程 2020年第S2期41卷 5-9页

作者：王雅峰刘东于洋潘炎唐雷庞勃黄擎宇周俊燚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

根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程... 详细信息

根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程的两流体模型,并结合先进的编程技术实现软件开发。验证结果表明耦合模型能够实现两相流流体网络的稳态和瞬态分析,与传统求解方式相比,耦合模型仿真趋势更合理,更符合真实情况,可适用于各种拓扑结构的两相流流体网络的仿真计算。

关键词：两相流流体网络算法研究水力热力耦合软件开发

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板状燃料组件进口堵流事故数值模拟

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核动力工程 2020年第S2期41卷 92-97页

作者：程瑞琪熊进标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

当板状燃料元件由于辐照发生肿胀变形或者堆芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道进口堵流事故。采用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,在板状燃料进口堵流50%事故下对冷却剂单通道和冷却剂并联多通道进行了稳态数值模拟,得... 详细信息

当板状燃料元件由于辐照发生肿胀变形或者堆芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道进口堵流事故。采用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,在板状燃料进口堵流50%事故下对冷却剂单通道和冷却剂并联多通道进行了稳态数值模拟,得到堵流事故下冷却剂的温度场与速度场。结果表明,进口堵流事故发生后,冷却剂在堵块的后方产生回流形成漩涡区域,漩涡区中心点冷却剂速度最低,温度最高。最高温度未超过冷却剂饱和沸腾点,符合热工设计准则。

关键词：板状燃料堵流事故矩形窄通道 STAR-CCM+

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