检索结果-内蒙古大学图书馆

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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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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基于PINN的燃料棒稳态温度分布快速预测方法研究

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核动力工程 2024年第S01期45卷 39-44页

作者：刘振海张涛齐飞鹏张坤李垣明周毅李文杰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

本研究建立了一种基于物理信息神经网络(PINN)的燃料棒稳态温度分布快速预测方法。将燃耗、线功率、温度边界、空间位置等作为特征参数,利用PINN求解参数化的固体导热方程。基于该方法分别建立了燃料芯块和包壳稳态温度分布快速预测模型... 详细信息

本研究建立了一种基于物理信息神经网络(PINN)的燃料棒稳态温度分布快速预测方法。将燃耗、线功率、温度边界、空间位置等作为特征参数,利用PINN求解参数化的固体导热方程。基于该方法分别建立了燃料芯块和包壳稳态温度分布快速预测模型,计算结果表明:快速预测模型的计算速度相比商业有限元软件而言快1000倍,同时具有较高精度,芯块和包壳稳态温度与验证集相比预测最大相对偏差分别约0.318%、0.013%,可以快速且准确地预测燃料棒稳态温度分布。

关键词：物理信息神经网络(PINN) 燃料棒稳态温度快速预测燃料行为

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燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT开发及初步验证

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核动力工程 2024年第3期45卷 28-36页

作者：齐飞鹏刘振海尹春雨罗剑刘勇钱立波周毅王浩煜陈平李权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

为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件,基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC,搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT,实现了燃料模块、... 详细信息

为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件,基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC,搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT,实现了燃料模块、热工水力模块及中子物理模块的双向耦合。耦合平台采用模块化设计思想,利用中间数据接口管理耦合参数并明确各模块的“边界”,借助各模块的输入/输出文本文件实现耦合参数的更新与反馈,避免了对已有程序进行源码级修改。采用非对称Picard迭代算法实现模块间的双向耦合,将物理和热工模块看作黑盒子程序,在燃料热力学求解过程中依次调用RMC和ARSAC执行计算并交换数据,反复迭代直到收敛。本文从模块、接口及综合预测结果等方面对MCAT进行初步验证,结果表明MCAT能够准确预测燃料元件内功率、温度、结构变形及冷却剂状态等参数分布,表明MCAT平台在模块开发、耦合流程搭建及编码实现等方面的正确性。

关键词：燃料性能分析多物理场耦合中子物理热工水力 Picard迭代

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反应堆冷却剂流量质量位异常分析与处理

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核动力工程 2024年第3期45卷 263-267页

作者：刘丹会徐涛朱加良何正熙秦越李卓玥石亚东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

针对海南昌江核电1、2号机组调试期间发生的单泵运行时环路上3个流量计全部超量程触发质量位异常现象,从反应堆冷却剂流量信号测量原理、停堆保护逻辑和质量位设置原则入手,对环路流量测量方法及冷停堆状态下流量信号实测数据进行了分... 详细信息

针对海南昌江核电1、2号机组调试期间发生的单泵运行时环路上3个流量计全部超量程触发质量位异常现象,从反应堆冷却剂流量信号测量原理、停堆保护逻辑和质量位设置原则入手,对环路流量测量方法及冷停堆状态下流量信号实测数据进行了分析研究,指出现设计流量信号物理量程无法包络多种运行工况下的相对流量值。根据分析,需对流量计测量范围进行调整,使其输出的4~20 mA电流换算后对应的工艺流量量程从0~120%FP(FP为满功率)调整为0~129%FP(环路流量信号显示为X%FP,表示当前流量为相对满功率运行时流量的X%),并在调试期间将正常满功率运行时的流量计输出电流标定至13.615 mA。

关键词：环路流量弯管流量计质量位异常

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非能动余热排出系统过冷沸腾传热特性研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 258-262页

作者：汪宇卢庆陈志辉郝承明赵京严思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610213

小型核电厂非能动余热排出系统(PRS)冷却水过冷沸腾会引起流动不稳定问题,从而影响反应堆安全性。通过静态传热分析,获取流动状态下避免净蒸汽产生的传热管外壁温度限值,并通过提高冷却水出口管出口位置标高和冷却水管内径的方法提高PR... 详细信息

小型核电厂非能动余热排出系统(PRS)冷却水过冷沸腾会引起流动不稳定问题,从而影响反应堆安全性。通过静态传热分析,获取流动状态下避免净蒸汽产生的传热管外壁温度限值,并通过提高冷却水出口管出口位置标高和冷却水管内径的方法提高PRS系统冷却水的自然循环流量。研究结果表明,改进方案实施后,冷却水自然循环能力提升,系统排热能力有所提升,可以有效降低冷却水沸腾强度,避免产生过多蒸汽,使PRS系统稳定运行。

关键词：非能动余热排出系统(PRS) 过冷沸腾静态传热分析自然循环

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