检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 238-241页

作者：魏彦琴黄世恩王连杰娄磊操节宝蔡云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

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布... 详细信息

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。

关键词：六边形套管型燃料堆芯临界物理试验临界质量测量核设计程序试验验证

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定位格架防勾挂与热工性能协同设计研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 122-126页

作者：陈杰陈平庞华雷涛蒲曾坪邓霜彭园任全耀粟敏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

定位格架是燃料组件骨架结构的重要组成部分,其主要功能是夹持定位燃料棒,同时还应考虑防勾挂性能和热工性能。本文从主流燃料组件的运行经验反馈出发,利用三维建模软件UG模拟格架相对运动的方法,对产生勾挂的原因进行分析,明确了外条... 详细信息

定位格架是燃料组件骨架结构的重要组成部分,其主要功能是夹持定位燃料棒,同时还应考虑防勾挂性能和热工性能。本文从主流燃料组件的运行经验反馈出发,利用三维建模软件UG模拟格架相对运动的方法,对产生勾挂的原因进行分析,明确了外条带导向翼采用连续排列能有效提高防勾挂性能,并通过定位格架勾挂试验进行了验证;通过对定位格架所在边栅元内的计算流体力学(CFD)模拟分析,发现基于传统防勾挂设计的导向翼连续排列形式不利于相邻格架之间的热工性能;在此基础上,设计了导向翼高矮交替排列的方案。理论分析和试验验证结果表明,该方案实现了燃料组件定位格架防勾挂与热工性能的协同设计。

关键词：定位格架勾挂热工协同导向翼

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基于NGAMMA的快堆光子释热行为分析

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核动力工程 2024年第3期45卷 20-27页

作者：张腾马续波胡馗贾冠群赵晨王连杰华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

为了提高快能谱反应堆光子释热计算精度,本文研究了高精度光子截面制作理论与光子释热计算方法,基于自主开发的光子截面处理程序NGAMMA,制作生成了问题相关光子截面库。该截面库主要包括中子与光子比释动能(KERMA)因子、光原子反应截面... 详细信息

为了提高快能谱反应堆光子释热计算精度,本文研究了高精度光子截面制作理论与光子释热计算方法,基于自主开发的光子截面处理程序NGAMMA,制作生成了问题相关光子截面库。该截面库主要包括中子与光子比释动能(KERMA)因子、光原子反应截面、瞬发光子产生截面、缓发光子产生截面等数据。使用快堆基准题ZPPR-9对数据库进行验证,计算结果表明:①利用新开发的94群光子截面库通过并群得到问题相关的光子截面库,比之前利用NJOY直接生成21群光子截面的计算精度有显著提高,光子释热的计算结果在增殖区与蒙特卡罗结果的相对偏差由原来的–7.88%下降到3%以内,反射层区域的相对偏差由原来的14.76%下降到5.05%;②考虑缓发光子显著影响光子释热,与仅考虑瞬发光子相比,考虑缓发光子使得内外堆芯区域的光子释热提升达到33.11%;③使用比例因子方法近似计算缓发光子释热与精确计算的结果符合较好,在各个区域的相对偏差均在±2%以内。

关键词：快堆光子截面 NGAMMA 中子光子耦合缓发光子

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华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

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核动力工程 2022年第5期43卷 245-249页

作者：张英中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点试验室成都610213

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一... 详细信息

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号(HPR 1000)海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。

关键词：反应堆控制系统控制系统参数系统仿真参数优化

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安全级数字化仪控系统行为确定性设计分析

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核动力工程 2022年第2期43卷 167-170页

作者：伍巧凤刘宏春孙诗炎李昱王琳张隽祺吴坤任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

安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载,但软件可靠性评价相对困难,因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性,保障系统的可靠性和安全性,需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验,提出了安全级数字化仪... 详细信息

安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载,但软件可靠性评价相对困难,因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性,保障系统的可靠性和安全性,需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验,提出了安全级数字化仪控系统确定性设计需求,并从安全级数字化仪控系统确定性体现的两个方面出发,提出可通过基于模型的形式化建模来保证系统的复现性,通过对系统各个环节响应时间的分配来保证系统响应的及时性,为安全级数字化仪控系统行为确定性设计提供参考。

关键词：安全级数字化仪控系统可靠性评价确定性

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M310机组蒸汽发生器传热管5%破损率量化研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 191-195页

作者：何风朱建平卢岳川卢喜丰王新军李晓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

M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定,当“^(133)Xe>92500 MBq/t或^(133)Xe>37000 MBq/t和^(131)I/^(133)I>1.5”时,执行“如果至少1台蒸汽发生器(SG)传热管破损率超过5%,则应以50 MW/min速率... 详细信息

M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定,当“^(133)Xe>92500 MBq/t或^(133)Xe>37000 MBq/t和^(131)I/^(133)I>1.5”时,执行“如果至少1台蒸汽发生器(SG)传热管破损率超过5%,则应以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”指令。在实际运行过程中,由于无法判断传热管破损率是否超过5%,故无法确定是否执行“以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”的指令,因此,M310核电机组《放射化学规范》中该运行指令不具备可操作性。本文对国内外相关放射化学运行指令进行调研,充分理解“传热管破损率超过5%”的含义,并进行量化分析。通过对SG传热管在5、24、44 L/h泄漏率下的裂纹稳定性进行分析,发现在这些泄漏率下单根传热管都不会发生失稳断裂,进而给出了一个具有可操作性的建议,用指标“如果至少1台SG一次侧向二次侧的泄漏率超过5 L/h”,代替无法量化的“如果至少一台SG传热管破损率超过5%”,可保证核电厂运行的安全性和经济性。

关键词： M310机组传热管破损率泄漏率贯穿裂纹

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TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源始发事件分析

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核动力工程 2024年第6期45卷 192-196页

作者：杨佳林丁宏春贺芳张昊春赵宇兰哈尔滨工业大学能源科学与工程学院哈尔滨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

为综合评价空间核反应堆的安全性,为其设计、运行提供技术支持,本研究基于概率安全分析(PSA)方法,以TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源为研究对象,对其始发事件(IE)展开研究。通过运行经验反馈、失效模式及影响分析(FMEA)2种途径得到了涵盖TOPAZ... 详细信息

为综合评价空间核反应堆的安全性,为其设计、运行提供技术支持,本研究基于概率安全分析(PSA)方法,以TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源为研究对象,对其始发事件(IE)展开研究。通过运行经验反馈、失效模式及影响分析(FMEA)2种途径得到了涵盖TOPAZ-Ⅱ核反应堆电源所有任务阶段的IE清单,共计15个。进一步依据系统响应过程,将IE归为6组。研究表明,因设计特征、运行环境及任务阶段的独特性,空间核反应堆电源的IE与地面核动力设施相比存在显著差异。本研究确定的TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源IE清单及其分组方法为空间核反应堆的PSA奠定了初步研究基础。

关键词：空间核反应堆 TOPAZ-Ⅱ 概率安全分析始发事件(IE)分析失效模式及影响分析

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基于蒙特卡罗程序的热管微堆少群截面制作方法研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 266-274页

作者：肖鹏罗琦夏榜样姚栋周亚婧方超秦天骄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 中国核工业集团有限公司北京100045

为了提高热管微堆物理计算效率,基于栅元均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、燃料均匀化模型、泄漏修正、能群结构等方面,开展了基于蒙特卡罗程序的热管微堆输运计算所需少群截面制作方法研究。数值结果表明:采用输运修正、泄... 详细信息

为了提高热管微堆物理计算效率,基于栅元均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、燃料均匀化模型、泄漏修正、能群结构等方面,开展了基于蒙特卡罗程序的热管微堆输运计算所需少群截面制作方法研究。数值结果表明:采用输运修正、泄漏修正等方法,并且外围燃料采用专门的“燃料-反射层”均匀化模型,两步法计算得到的有效增殖因子(k_(eff))偏差小于100pcm(1pcm=10^(−5)),功率分布偏差小于3%,控制鼓总价值偏差小于5%,且堆芯输运计算代价比蒙特卡罗一步法全堆计算小2个量级。因此,本文研究的栅元均匀化-堆芯输运两步法满足工程设计的精度要求,同时大幅提高了热管微堆物理计算效率。

关键词：少群截面生成蒙特卡罗堆芯输运热管微堆

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UO_(2)燃料裂变气体渗流模型研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 226-231页

作者：李文杰齐飞鹏孙丹辛勇李权李垣明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 中国核动力研究设计院成都610213

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究... 详细信息

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究结果表明,渗流模型预测沿芯块径向的裂变气体释放份额在芯块中间部分出现局部峰值,并随着时间向芯块外侧推进,与辐照试验观察到不同燃耗下径向裂变气体分布现象定性符合。因此,本研究建立的渗流模型能够从机理上解释此前扩散模型未能预测的UO_(2)燃料裂变气体释放份额沿径向非单调分布现象。

关键词：模拟核燃料裂变气体释放渗流

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核反应堆有效增殖系数深度学习直接搜索求解方法

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核动力工程 2023年第5期44卷 6-14页

作者：刘东唐雷安萍张斌江勇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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213

求解有效增殖系数(k_(eff))是核反应堆临界计算的基本问题,目前业界普遍采用源迭代方法进行求解。本文基于人工智能深度学习方法求解微分方程的基础理论,提出将k_(eff)与神经网络各神经元权重共同作为机器学习优化参数,针对将神经网络... 详细信息

求解有效增殖系数(k_(eff))是核反应堆临界计算的基本问题,目前业界普遍采用源迭代方法进行求解。本文基于人工智能深度学习方法求解微分方程的基础理论,提出将k_(eff)与神经网络各神经元权重共同作为机器学习优化参数,针对将神经网络函数代入中子学微分方程形成的加权损失函数进行深度学习计算,同时进行中子注量率逼近与k_(eff)直接搜索求解的新方法。讨论了中子学微分方程特征值数理形式、初始神经网络设定方法、损失函数加权因子、收敛准则等影响深度学习性能的重要因素及相应的性能提升策略;通过多种算例的数值计算验证了该方法的正确性,以及学习性能提升策略的有效性。研究成果为核反应堆求解k_(eff)这一中子学物理重要科学问题探索出了一条新的技术途径。

关键词：有效增殖系数人工智能深度学习方法中子学微分方程加权损失函数性能提升策略

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