检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第2期45卷 103-109页

作者：黄哲梁铁波杨雯卢川李洋何中海沈昕上海交通大学机械与动力工程学院上海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

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次... 详细信息

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明:稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。

关键词：铅铋快堆直流蒸汽发生器热工水力分析分布参数模型

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基于MOPSO算法的自感式棒位探测器端部补偿多目标优化设计

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核动力工程 2025年第1期46卷 238-246页

作者：张艺璇唐健凯罗凌雁吴昊唐源王益明徐奇伟重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆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

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线... 详细信息

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线圈的多目标优化设计方法:(1)建立端部补偿线圈电感数学模型;(2)采用多目标粒子群优化(MOPSO)算法对补偿线圈结构进行多目标优化;(3)利用熵权法和模糊综合评价法对多个优化目标客观赋权并进行综合评价,选取一组折中最优设计方案,从而快速有效地确定补偿线圈的最优结构参数。通过有限元仿真对比补偿前后结果,发现经过端部补偿后,不仅电感灵敏度提高了28.6%,最大线性拟合误差也降低了45.8%;最后,进行样机实验,结果显示端部补偿后的探测线圈电感灵敏度为0.18 mH/10 mm,最大线性拟合误差小于0.18 mH,可实现10 mm的测量精度,验证了端部补偿线圈多目标优化设计方案的有效性。本文为其在模块化小型反应堆中的应用提供了优化设计理论基础。

关键词：反应堆自感式棒位探测器端部补偿多目标粒子群优化(MOPSO) 多目标优化

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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

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核动力工程 2024年第4期45卷 103-110页

作者：栾行健王文宋嘉豪韩菲蒋二辉程坤杨帆上海交通大学机械与动力工程学院上海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

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。

关键词：蒸汽发生器自然循环反流倒U型流量分配

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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 267-273页

作者：王泽锋邓坚邱志方陈曦王啸宇陈建达熊进标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 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA... 详细信息

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度,分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大;随着固体热物性(ρcp)w的增大,骤冷时间增大,最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性,其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。

关键词：事故容错燃料(ATF) 固体热物性骤冷行为最小膜态沸腾温度

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船坞式浮动核电站总体技术研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 1-8页

作者：王东辉李庆宋丹戎秦冬刘佳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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心成都610213

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个... 详细信息

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析,给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议,对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。

关键词： ACP100S 浮动核电站船坞近岸

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面向下一代核电DCS通信系统的抗噪声编码研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 274-279页

作者：单巍伟任洁彭伟伦曾辉李思兴肖安洪冯晋涛邓宇豪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 中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴314300

在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统(DCS)设计时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了... 详细信息

在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统(DCS)设计时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了仪控设备周边通信信道模型,并通过蒙特卡洛仿真的方法分析5G增强移动带宽(5GeMMB)场景下低密度奇偶校验码(LDPC)编码的性能,最后通过设备研制与现场实验进一步验证仿真分析结果。研究结果表明,5GeMMB场景下LDPC编码在DCS无线通信环境中的适用性不足,需进一步改进通信设计以提升无线通信在核电厂仪控设备的可用程度。本研究可为核电厂生产系统引入无线信号提供一定的设计参考。

关键词： 5G 分布式控制系统(DCS) 低密度奇偶校验码(LDPC)

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热管堆固态堆芯燃料辐照-热-力耦合性能分析

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核技术 2024年第7期47卷 99-107页

作者：杨轩李权李晨曦章静巫英伟贺亚男郭凯伦苏光辉田文喜秋穗正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

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而... 详细信息

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而发生较大非线性改变,且两者相互影响,因此基体在服役过程中的多物理场耦合的辐照-热-力行为复杂。本文基于有限元多物理场分析软件针对固态堆芯燃料开展辐照-热-力耦合分析,考虑UO2芯块与316不锈钢基体的辐照变形效应以及蠕变效应,并在固态堆芯间隙中引入间隙传热模型,探究固态堆芯寿期内间隙变化特点以及传热和力学耦合作用特性。结果显示:基体与燃料包壳的完全接触会导致芯块温度上升以及基体与包壳蠕变现象加强,燃料棒周围平均热管数量较少会导致附近区域较高的温度和应力分布,且寿期中该区域包壳因燃料棒内压和基体-包壳接触压力具有蠕变失效风险。分析结果表明间隙接触会对热管堆固态堆芯的传热和力学性能造成影响,甚至提高包壳的失效风险。

关键词：固态堆芯辐照-热-力耦合燃料棒间隙传热数值模拟

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基于POD方法的EPR燃料棒流致振动特性分析

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力学学报 2024年第3期56卷 659-669页

作者：闵光云冯琳娜姜乃斌中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 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

EPR(European pressurized reactor)燃料棒相比M310燃料棒的棒长更长,导致其频率降低、幅值增大,在冷却剂的作用下,会加剧格架与棒束之间微动磨损(grid-to-rod fretting,GTRF),进而造成放射性物质的泄漏.将EPR燃料棒简化为3D梁模型,将... 详细信息

EPR(European pressurized reactor)燃料棒相比M310燃料棒的棒长更长,导致其频率降低、幅值增大,在冷却剂的作用下,会加剧格架与棒束之间微动磨损(grid-to-rod fretting,GTRF),进而造成放射性物质的泄漏.将EPR燃料棒简化为3D梁模型,将刚凸和弹簧对燃料棒的约束等效为弹性约束,将带格架的燃料棒简化为多跨连续简支梁模型,然后基于ANSYS-APDL建立了EPR燃料棒的有限元模型.阐述了湿模态分析和湍流激振响应分析的基本原理,整理了12个格架失效工况,系统地研究了格架失效对湿模态和湍流激振响应的影响.针对EPR燃料棒流致振动问题,提出了采用本征正交分解(proper orthogonal decomposition,POD)原理分析EPR燃料棒流致振动特性的方法,通过对快照矩阵进行POD分解生成投影子空间,将湍流激振响应投影到子空间进行模型降阶,最后在物理空间快速地重构湍流激振响应.结果表明:格架失效会导致频率降低,且湍流激振响应的幅值会在格架失效处增大;当格架失效使得EPR燃料棒模型成为悬臂梁结构时,湍流激振响应最大;前2阶POD降阶模型基本能快速重构燃料棒的湍流激振响应,且误差非常小.文章的研究将有助于核反应堆工程的优化和设计.

关键词：流致振动 POD方法 EPR燃料棒模态分析格架失效

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小型压水堆抑压特性试验与数值模拟研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 60-66页

作者：邱志方郭容达曹学武余红星孙洪平罗跃建上海交通大学上海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

为了研究小型压水堆抑压系统的抑压效果,建立了小型安全壳抑压特性试验装置,开展了定流量和变流量混合气体排放实验,以研究气-水容积比和不可凝气体对抑压效果的影响。实验结果表明,气-水容积比在2~4.55范围内,随着气-水容积比的增大,... 详细信息

为了研究小型压水堆抑压系统的抑压效果,建立了小型安全壳抑压特性试验装置,开展了定流量和变流量混合气体排放实验,以研究气-水容积比和不可凝气体对抑压效果的影响。实验结果表明,气-水容积比在2~4.55范围内,随着气-水容积比的增大,抑压效果逐渐增强;混合气体中不可凝气体含量对抑压效果影响显著。对实验进行了数值模拟,模拟结果可以反映抑压试验的现象规律,但仍需进一步优化抑压冷凝相关模型以提高模拟精度。

关键词：小型压水堆小型安全壳抑压特性试验研究数值模拟

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基于Apros的套管式蒸汽发生器给水控制优化研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 170-178页

作者：刘海鹏王昌朔叶竹田培妤海军装备部北京100005 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

针对套管式蒸汽发生器强耦合性造成的给水控制问题,以采用套管式蒸汽发生器的商用模块化小型反应堆汽水循环系统为研究对象,基于APROS软件建立汽水循环系统仿真模型。稳态仿真结果表明,仿真模型具有较高的仿真精度,满足仿真分析需求。... 详细信息

针对套管式蒸汽发生器强耦合性造成的给水控制问题,以采用套管式蒸汽发生器的商用模块化小型反应堆汽水循环系统为研究对象,基于APROS软件建立汽水循环系统仿真模型。稳态仿真结果表明,仿真模型具有较高的仿真精度,满足仿真分析需求。通过升降负荷瞬态仿真试验,研究了套管式蒸汽发生器瞬态运行特性,研究结果表明,采用传统控制方案时,蒸汽流量和给水流量负荷跟随性较好,但蒸汽压力存在较大波动,且在功率由80%FP(FP为满功率)降至50%FP时会触发蒸汽排放。针对该问题提出了给水控制优化方案,仿真试验结果表明,优化后蒸汽压力波动范围明显降低,未触发蒸汽排放动作,系统安全性和稳定性得到了有效提升。

关键词：套管式蒸汽发生器仿真建模特性分析控制优化

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