检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第4期44卷 17-24页

作者：黄迁明李兰柴晓明刘斌应栋川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

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计... 详细信息

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析,基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型,分析了各个方案的优缺点。结果表明,放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择,需要根据应用需求进行筛选;碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料;利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。

关键词：阴影屏蔽空间堆屏蔽限值屏蔽材料屏蔽结构屏蔽优化

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核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 237-242页

作者：辛素芳吴丹申亚欧任春明陈仕龙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

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布... 详细信息

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析,获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示,测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系,其测点温度随燃料棒功率的增加而增加,测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。

关键词：堆芯出口温度测量计算流体动力学(CFD)

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石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 141-147页

作者：姜露傅孝龙张丽屏张瀛庾明达田俊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

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算... 详细信息

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。

关键词：稳压器人孔石墨垫片密封接触应力质量泄漏率

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管束结构流弹失稳的数值预测方法研究

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振动与冲击 2023年第23期42卷 49-54页

作者：冯志鹏蔡逢春臧峰刚齐欢欢黄旋刘帅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

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳... 详细信息

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳态理论、非稳态理论和一维非定常流动理论,推导出目前研究最广泛的三种流弹失稳理论模型的控制方程和关键参数的数学模型;然后,发展理论模型中众多参数的辨识方法,通过仿真数据驱动的方式,获得全套流体力相关参数;最后,以华龙一号蒸汽发生器的传热管为对象,建立管束结构流弹失稳的数值预测方法,并用现有试验数据验证。结果表明,通过CFD计算辨识的流体力相关参数与已有试验结果吻合,CFD计算与理论模型耦合的数值预测方法,具备一定的实用性;完成了数值预测方法的工程应用,预测结果与验证性试验的结论一致;数值预测方法结合了理论建模和CFD计算的优点,同时避免了对海量计算资源的需求、降低对试验数据的依赖,有利于在工程中推广应用。

关键词：流体弹性不稳定(FEI) 计算流体力学(CFD) 管束流致振动

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矩形通道局部变形下的流动传热数值模拟

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核动力工程 2023年第3期44卷 223-230页

作者：陈明睿魏宗岚陈冲邓坚朱力彭诗念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

反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道... 详细信息

反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道的模型,考虑固体域不同的弯曲情况,进行了稳态数值模拟。结果表明,不同弯曲情况下冷却剂流量在四个通道之间重新分配,从而影响固体域和流体域的温度分布,流通截面小的通道内冷却剂出口温度明显升高,固体域最高温度点由中心区域向流通面积减小的通道方向偏移。

关键词：矩形通道弯曲变形计算流体动力学(CFD) 共轭传热

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基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 33-40页

作者：赵晨赵文博张宏博王博陈长彭星杰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

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于... 详细信息

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

关键词：数字化反应堆二维/一维方法准三维特征线方法 SHARK

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多泵并联给水系统给水泵切换运行规律仿真研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 210-216页

作者：田培妤李毅梁铁波王昌朔方华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

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,... 详细信息

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,通过进行不同切换条件下的线性升、降负荷仿真,对给水泵切换运行规律和系统动态特性进行了研究。研究结果表明,针对本研究对象,其高负荷工况切换点选取为70%额定流量,低负荷工况切换点选取为30%额定流量时,既能获得良好的系统动态响应,还能保持给水泵运行经济性较高。此外,低负荷工况对给水泵切换引入的扰动更为敏感。低负荷工况下,若切换条件选取不当,则会导致降负荷过程中系统触发超压排放。

关键词：多泵并联给水系统 APROS 给水泵切换运行规律仿真

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基于反应堆多物理耦合框架并行网格映射的实现与效率分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 231-236页

作者：汤琪芬汪渊潘俊杰强胜龙范佳锟崔显涛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

反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全堆芯精细化建模,其大规模网格映射... 详细信息

反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全堆芯精细化建模,其大规模网格映射将影响耦合系统的求解精度与效率。本文基于自主研发的多物理耦合框架MORE,以及集成于MORE的热工水力子通道软件CORTH、蒙卡程序RMC,采用区域分解并行网格映射的方法,实现了全堆芯精细网格的物理热工耦合计算,百万级的结构化网格与非结构化网格映射,20个核并行映射时间最少为8 s,最高并行映射效率为10个核并行所达到的77.96%,提升了耦合计算效率。

关键词：多物理耦合框架区域分解并行网格映射

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核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 97-103页

作者：周旭彭航杜华邓强张志强刘彦霆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

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承... 详细信息

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承滚动体与内外滚道间的运动特性,并基于Archard磨损模型构建转动装置运行工况下的轴承磨损分析模型,采用磨损迭代的方法得到轴承滚道与滚动体之间的磨损特性。研究结果表明,采用本文建立的轴承磨损寿命分析方法得到的轴承磨损寿命与试验结果符合较好,能够用于核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析。

关键词：控制棒转动装置轴承数值仿真接触力学分析磨损寿命

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长循环铅冷快堆堆芯装载方法研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 260-265页

作者：夏榜样徐灿秦天骄李晴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

铅冷快堆具有系统简单、自然安全的特点,是最具发展潜力与现实性的四代核电堆型之一。由于铅冷却剂具有密度大、运行温度高、不透明等特性,导致铅冷快堆倒换料技术难度大、过程复杂且耗时,影响核电厂的经济性和安全性,因而增加循环长度... 详细信息

铅冷快堆具有系统简单、自然安全的特点,是最具发展潜力与现实性的四代核电堆型之一。由于铅冷却剂具有密度大、运行温度高、不透明等特性,导致铅冷快堆倒换料技术难度大、过程复杂且耗时,影响核电厂的经济性和安全性,因而增加循环长度、减少倒换料次数,成为大型商用铅冷快堆设计研究的重要内容。本文从工程需求出发分析了核燃料类型、燃料元件及组件形式、反射层材料、控制棒布置方式、易裂变核素再生区设置方法等因素对铅冷快堆循环长度的影响规律,建立铅冷快堆长循环堆芯装载方法,为大型商用铅冷快堆堆芯物理设计优化提供参考。

关键词：铅冷快堆四代核电长循环物理设计

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