检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第2期45卷 241-247页

作者：马誉高曹忠彬王金雨邓坚鲍辉丁书华程坤胡文桢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

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。

关键词：气冷堆进水事故正反应性引入

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基于MOOSE平台的燃料元件锆合金高温氧化行为研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 84-89页

作者：邬周志张坤王严培余红星张林何梁唐昌兵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

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工... 详细信息

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工况下N36锆合金的高温氧化行为进行预测。结果表明,预测得到的N36锆合金的氧化增重与验证试验结果较为符合,且预测的N36锆合金在LOCA工况下的高温氧化行为较为合理。因此,本研究建立的模型和燃料元件性能分析程序能够用于新型N36锆合金高温氧化行为的预测。

关键词： N36锆合金高温氧化 MOOSE FORWARD程序

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三维特征线中子学计算程序SHARK用于华龙一号堆芯建模和启动试验验证

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核动力工程 2024年第S2期45卷 42-48页

作者：王博赵文博张宏博赵晨陈长刘琨张乐瑞宫兆虎曾未李庆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

为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型,验证内容包括临界有效增殖系数k_(eff)、控制棒积分价值以... 详细信息

为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型,验证内容包括临界有效增殖系数k_(eff)、控制棒积分价值以及组件功率分布。研究结果表明,临界有效增殖系数k_(eff)、组件功率分布结果与控制棒积分价值均与实测值符合良好。因此SHARK能够应用于数字化反应堆物理计算,具有良好的计算精度。

关键词：数字化反应堆华龙一号 SHARK 启动物理试验

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高流速铅铋环境下板型燃料组件流致振动特性研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 246-251页

作者：孙瑜刘建王浩煜钱升齐欢欢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

液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点,是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学(CFD)模型,基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板所受的流体激励力... 详细信息

液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点,是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学(CFD)模型,基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板所受的流体激励力。建立燃料板CFD模型,基于瞬态流体激励数据开展基于时域的结构动力学计算并获得燃料板的位移响应。计算结果显示,由于吊装结构形成的漩涡脱落,中间位置燃料板所受流体激励力远大于两侧位置燃料板。燃料板位移响应集中于自身的一阶频率,并且单组燃料板的一阶频率远大于湍流激励主频,因此燃料板没有在流体激励下共振的风险。考虑到入口湍流强度影响,基于矩形流道功率密度谱的流致振动分析方法保守性能不足。本研究可为新一代高性能燃料组件研发提供参考。

关键词：大涡模拟流致振动液态铅铋合金

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基于简化球谐函数的反应堆物理计算软件用于棒栅压水堆的建模验证

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核动力工程 2024年第S2期45卷 49-54页

作者：刘琨赵文博宫兆虎陈长柴晓明张斌方超曾未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

为验证新研发程序,采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn,开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明,控制棒价值最大相对偏差为N2棒组,为7.17%,其余棒组相对偏差均小于5%,循环内的临界反应... 详细信息

为验证新研发程序,采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn,开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明,控制棒价值最大相对偏差为N2棒组,为7.17%,其余棒组相对偏差均小于5%,循环内的临界反应性误差最大为−0.559%;燃料栅元功率与堆用蒙特卡罗程序RMC的偏差在8%以内。本文提出的数值模型离散精度高、计算稳定性好,相关验证工作能够为新一代压水堆堆芯程序设计提供技术支撑,进而满足新型复杂反应堆的研发设计需求。

关键词：简化球谐函数方法 Pin-by-pin 压水堆堆芯计算华龙一号

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管束结构的阻尼控制型流弹失稳特性研究

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振动与冲击 2024年第1期43卷 83-90,106页

作者：冯志鹏臧峰刚刘帅黄旋齐欢欢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

尽管自2012年SONGS事故以来,流弹失稳对管束结构的危害性和重要性再次引起了重点关注,但对导致这种不稳定现象的根本因素仍未确定。为进一步研究流弹失稳的基本物理机制,以压水堆蒸汽发生器通常采用的平行三角形管束为对象,基于开源CFD(... 详细信息

尽管自2012年SONGS事故以来,流弹失稳对管束结构的危害性和重要性再次引起了重点关注,但对导致这种不稳定现象的根本因素仍未确定。为进一步研究流弹失稳的基本物理机制,以压水堆蒸汽发生器通常采用的平行三角形管束为对象,基于开源CFD(computational fluid dynamics)工具OpenFOAM,同时耦合管的动力学方程,求解具有移动边界的非定常Navier-Stokes(uRANS)方程,建立了研究阻尼控制型不稳定机制的数值模型,进而预测管束的流固耦合振动,揭示影响阻尼控制型不稳定机制的关键参数和流动响应;重点讨论了不同质量阻尼参数下,系统的响应特性、能量输入与耗散,升力与位移间的相干性、相位差、相关系数,升力的频谱特性,主导激励机理。进一步揭示了管束流弹系统中占主导地位的激励机理和关键流动现象,有助于理解管束与流体之间的相互作用机理,同时为工程中使用开源CFD工具OpenFOAM预测流弹失稳行为提供了参考。

关键词：流致振动流体弹性不稳定性(FEI) 管束阻尼控制机制 OpenFOAM

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热管堆耦合开式布雷顿循环系统运行特性研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 237-245页

作者：刘玖松刘承敏易经纬李毅李思广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

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功... 详细信息

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功率过程进行了瞬态仿真和计算。计算结果表明,在瞬态过程中,负荷或堆芯功率的变化将导致转速的改变,需通过旁通调节阀控制涡轮流量使转速恢复稳定。在甩负荷工况中,甩负荷导致堆芯温度下降,反应性反馈将导致堆芯功率升高2.3%、燃料最高温度升高1.7 K。在升、降功率过程中,反应性反馈导致的归一化堆芯功率峰值分别为102.6%和100.7%。本文研究结果可为热管堆与开式布雷顿循环耦合带来的安全风险及其安全分析提供参考。

关键词：热管堆开式布雷顿循环 Modelica 运行特性

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主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 230-236页

作者：崔怀明谭鑫王岩匡成骁苏舒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

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特... 详细信息

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明:在核主泵转子卡滞结束时,核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中,系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处,为16.00 MPa,小压力谷值位于核主泵出口截面处,为15.01 MPa,最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响,各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布,并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致,最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处,为3.163×10^(6)N;最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处,为9.125×10^(5)N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

关键词：卡转子事故反应堆冷却剂系统瞬态压力水力载荷数值模拟

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反应堆控制棒驱动系统电气性能动态参数模型研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 248-254页

作者：李梦书唐诗涵郑杲何正熙李庆付国忠彭子恒陈帅君张芸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

因缺乏反应系统动态变化过程的电气性能精准参数模型,现有核电厂控制棒驱动系统在不同环境条件下的控制效果不佳。本文建立了系统静态电磁仿真模型,通过状态分类的方式获取了系统全工况下的电气性能参数(电阻、电感)和电磁力离散数据,... 详细信息

因缺乏反应系统动态变化过程的电气性能精准参数模型,现有核电厂控制棒驱动系统在不同环境条件下的控制效果不佳。本文建立了系统静态电磁仿真模型,通过状态分类的方式获取了系统全工况下的电气性能参数(电阻、电感)和电磁力离散数据,基于数据建立了控制棒驱动系统动态过程中电流、电磁力、衔铁位移和加速度的动态参数模型及算法。该算法最终通过电磁模型、电路模型与数值仿真相结合的形式进行了验证,可以模拟实际系统的运行状态,具备了仅依靠控制指令和当前时刻电流即可预测下一时刻系统电气性能参数的能力。本文构建的动态参数模型可为制订高效率的智能控制策略奠定基础。

关键词：控制棒驱动系统电气性能动态参数模型

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基于脉冲型中子探测器信号特性的核信号发生器研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 159-165页

作者：罗庭芳包超高志宇王立孙琦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

脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号,由于该信号的特殊性,核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限,本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对... 详细信息

脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号,由于该信号的特殊性,核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限,本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对象,研究了一种脉冲型中子探测器信号模型及其核信号发生器实现方案。通过仿真验证了各关键部分特性,验证结果表明:所提出的核信号发生器方案可以产生满足指数分布的时间间隔序列,单脉冲形状与探测器信号相似,幅度可按均匀分布随机变化。

关键词：脉冲型中子探测器核信号发生器随机信号

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