检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第6期34卷 61-65页

作者：蒋鸿黄伟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

以核级轴流泵为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,应用k-ε模型对三维流场进行计算。采用以扭矩计算轴功率、以扬程和流量计算有效功率等方法,得到该泵水力性能的分析结果。将扬程、轴功率、效率的计算结... 详细信息

以核级轴流泵为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,应用k-ε模型对三维流场进行计算。采用以扭矩计算轴功率、以扬程和流量计算有效功率等方法,得到该泵水力性能的分析结果。将扬程、轴功率、效率的计算结果和试验结果进行比较,最大偏差分别为6.3%、4.9%、2.2%,最小偏差分别为3.4%、1.4%、1.0%,两者吻合良好。计算结果表明所使用的计算方法在对核级泵性能分析方面的应用是可行的,可以应用于核级泵的设计及优化。

关键词：轴流泵计算流体动力学水力性能

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上支承柱组件的设计改进

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核动力工程 2013年第S1期34卷 116-119页

作者：张翼李娜何培峰李宁饶琦琦慕殿鹏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

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组... 详细信息

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组件的设计提供技术参考。

关键词：反应堆堆内构件上支承柱组件止口设计端塞

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超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 26-30页

作者：夏榜样杨平王连杰李庆李翔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

超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制,因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反应性计算分析,本文选取Er2O3作为与UO2燃料混合的可燃毒物,以及与沸水堆类似的十字形控制棒,然后利用三... 详细信息

超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制,因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反应性计算分析,本文选取Er2O3作为与UO2燃料混合的可燃毒物,以及与沸水堆类似的十字形控制棒,然后利用三维堆芯物理热工耦合计算方法,进行控制棒管理方案设计,建立满足总体及安全性设计要求的超临界水冷堆CSR1000平衡循环堆芯,并对堆芯关键设计参数进行评价。

关键词：超临界水冷堆可燃毒物控制棒反应性控制

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CSR1000结构总体设计方案

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核动力工程 2013年第1期34卷 52-56页

作者：张宏亮罗英李翔范恒刘晓周禹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

围绕中国超临界水冷堆(CSR1000)项目开展的反应堆结构总体设计方案研究,阐述了在双流程条件下反应堆结构总体面临的反应堆结构材料、密封结构形式、流量分配、热应力分析及流致振动响应等关键技术问题,并提出了初步的研究方法和解决方案。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 反应堆结构双流程总体设计

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超温ΔT紧急停堆整定值优化研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 206-209页

作者：王燕萍徐良剑沈才芬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

对超温ΔT停堆信号中的关键参数进行优化,通过功率运行控制棒组(RCCA)失控抽出事故分析对优化后的超温ΔT停堆信号进行验证研究,采用热工水力子通道分析程序和瞬态分析程序对超温ΔT整定值设定进行分析,新的整定值将对停堆时间、最小偏... 详细信息

对超温ΔT停堆信号中的关键参数进行优化,通过功率运行控制棒组(RCCA)失控抽出事故分析对优化后的超温ΔT停堆信号进行验证研究,采用热工水力子通道分析程序和瞬态分析程序对超温ΔT整定值设定进行分析,新的整定值将对停堆时间、最小偏离泡核沸腾比(DNBR)和反应性引入速率限值方面产生影响。分析结果表明,优化后的整定值在保证反应堆安全裕量的前提下增加了运行裕量,提高了反应堆经济性并能满足反应堆安全运行的要求。

关键词：超温ΔT整定值优化分析功率运行控制棒组失控抽出事故

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基于SOPC的反应堆棒位信息监测技术研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 184-187页

作者：郑晓蔡晨孙宇刘明星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

运用可编程片上系统(SOPC)技术,以现场可编程门阵列(FPGA)为数字平台,研究一种反应堆棒位信息监测技术。该监测技术将Nios II处理器、视频图形阵列(VGA)显示控制器、控制器局域网络(CAN)总线控制器等集成在一片FPGA芯片中,构建完成一个... 详细信息

运用可编程片上系统(SOPC)技术,以现场可编程门阵列(FPGA)为数字平台,研究一种反应堆棒位信息监测技术。该监测技术将Nios II处理器、视频图形阵列(VGA)显示控制器、控制器局域网络(CAN)总线控制器等集成在一片FPGA芯片中,构建完成一个具有丰富功能的SOPC硬件平台。采用该硬件平台,可将棒位系统的运行状态信息实时、直观地进行数字化显示,同时以日志的形式存储在外部存储设备中,能够全方位地监测棒位系统的运行状态,使操纵人员能更方便、快捷地掌握整个棒位系统的运行情况。研制完成的原理样机验证了该技术的可行性。

关键词： SOPC FPGA 反应堆棒位系统监测技术

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结合多群GMRES的IRAM算法用于求解矩阵MOC方程

结合多群GMRES的IRAM算法用于求解矩阵MOC方程

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中国核学会2013年学术年会

作者：吴文斌李庆王侃清华大学工程物理系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

矩阵MOC方法通过构造并求解线性方程组,代替传统MOC方法中反复地特征线扫描。求解中子输运方程临界问题时,通常采用幂迭代法求得k。然而幂迭代法的收敛速度严重依赖于占优比,实际的较大规模的堆芯占优比接近于1,收敛很慢。本研究采用隐... 详细信息

矩阵MOC方法通过构造并求解线性方程组,代替传统MOC方法中反复地特征线扫描。求解中子输运方程临界问题时,通常采用幂迭代法求得k。然而幂迭代法的收敛速度严重依赖于占优比,实际的较大规模的堆芯占优比接近于1,收敛很慢。本研究采用隐式再启动的Arnoldi算法（IRAM）求解k,并应用多群耦合的GMRES算法直接求解含有上散射的多群问题,以避免能群间的散射迭代。采用C++语言编写了相关计算程序,对多个基准题如2D C5G7的数值结果表明,和幂迭代法相比,结合多群GMRES的IRAM算法具有良好的计算精度和更高的计算效率。

关键词：矩阵MOC 幂迭代法 IRAM算法多群耦合GMRES

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连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化计算

连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化计算

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中国核学会2013年学术年会

作者：李满仓王侃姚栋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清华大学工程物理系

基于MCNP程序,研制了连续能量蒙特卡罗组件均匀化计算程序MCMC。MCMC应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得群间散射截面和高阶勒让德分量,应用P截面计算扩散系数,植入广义等效理论、超级均匀化方法... 详细信息

基于MCNP程序,研制了连续能量蒙特卡罗组件均匀化计算程序MCMC。MCMC应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得群间散射截面和高阶勒让德分量,应用P截面计算扩散系数,植入广义等效理论、超级均匀化方法和在此两者基础上改进的超级等效方法进行等效处理。数值研究表明:相比确定论方法,蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,保留更多连续能量信息,具有更高的计算精度和更广的适应性。

关键词：均匀化蒙特卡罗方法连续能量群常数

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行波堆堆芯设计及倒料策略研究

行波堆堆芯设计及倒料策略研究

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中国核学会2013年学术年会

作者：孙伟李庆王侃清华大学工程物理系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

通过对不同方案组件、堆芯计算,得出影响径向行波堆长寿期堆芯设计的关键物理参数是点火组件富集度、堆芯活性区高度以及轴向增殖层厚度;在此基础上提出全寿期60年2 000 MW径向行波堆堆芯设计并给出以10年为周期的初步倒料方案。对堆芯... 详细信息

通过对不同方案组件、堆芯计算,得出影响径向行波堆长寿期堆芯设计的关键物理参数是点火组件富集度、堆芯活性区高度以及轴向增殖层厚度;在此基础上提出全寿期60年2 000 MW径向行波堆堆芯设计并给出以10年为周期的初步倒料方案。对堆芯初步物理特性分析结果表明,所设计堆芯各项参数均满足快堆设计(行波堆本质属于快堆)要求,同时倒料方案可使寿期末点火组件燃耗深度基本一致,这使得堆芯全寿期每个组件受到的辐照水平基本一样,利于保持包壳材料的完整性。

关键词：行波堆长寿期堆芯设计倒料策略

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SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

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核动力工程 2013年第1期34卷 87-91页

作者：马永强柴晓明王育威潘俊杰安萍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610041

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。

关键词：超临界水冷反应堆稳态物理-热工水力耦合概念设计 CASIR

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