检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2023年第1期57卷 147-155页

作者：庄坤王连杰刘琨颜江涛尚文南京航空航天大学材料科学与技术学院江苏南京211106 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四川成都610041

传统扩散理论在中子各向异性强的堆芯计算中具有较低的精度,Quasi-diffusion方程相比于传统扩散方程引入更少的近似,通过艾丁顿因子描述传统扩散理论不能反映的中子流各向异性特点。国内外对六角形几何三维Quasi-diffusion方程研究有所... 详细信息

传统扩散理论在中子各向异性强的堆芯计算中具有较低的精度,Quasi-diffusion方程相比于传统扩散方程引入更少的近似,通过艾丁顿因子描述传统扩散理论不能反映的中子流各向异性特点。国内外对六角形几何三维Quasi-diffusion方程研究有所不足。针对艾丁顿因子计算的非线性特点,本文基于“两步法”的思想,将艾丁顿因子看作是一个特殊的少群参数,采用中子能谱适应性更好的蒙特卡罗程序SERPENT计算,并对传统扩散变分节块法进行拓展,开发了六角形组件堆芯计算程序VNMQD。采用3D VVER1000基准题、RBWR单组件问题、3D BN600简化模型对程序进行了验证,结果表明:VNMQD程序开发正确,对于非均匀性较强的堆芯,VNMQD比传统扩散方法计算精度更高、计算效率接近,实现了计算精度和计算效率的平衡。

关键词：变分节块法六角形 Quasi-diffusion方程艾丁顿因子

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锆合金包壳在微动磨蚀环境下的界面损伤行为

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中国表面工程 2022年第4期35卷 41-49页

作者：焦拥军李正阳蒲曾坪任全耀郑美银巫英伟秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安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

锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V... 详细信息

锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V)下锆合金包壳的微动磨蚀行为。采用SEM、EDX、XPS、EPMA和三维光学显微镜对磨痕表面的微观形貌和化学成分等进行分析,探究不同外加电位下锆合金的摩擦氧化行为及微动损伤机理。结果表明:随着电位的增加,微动过程中的腐蚀电流增加,加速磨损过程中锆合金的氧化腐蚀,锆合金的微动损伤加剧。不同外加电位下磨痕表面均存在明显的犁沟及氧化物颗粒堆积,主要磨损机制为磨粒磨损和氧化磨损。随着外加电位的增加,锆合金的磨损深度和磨损率增加,这是因为电位的增加使得腐蚀加剧,从而磨损与腐蚀交互作用增强导致磨损率的增加。揭示了电位对锆合金包壳磨痕形貌、磨损量和摩擦腐蚀交互作用的影响规律,阐明了不同电位条件下锆合金的磨损机制,为锆合金包壳在长周期服役过程中磨损行为的分析和预测提供理论支撑。

关键词：锆合金电位微动磨蚀磨损机制

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封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落试验研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 70-76页

作者：刘帅江小州冯志鹏黄旋张锐张毅雄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

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析... 详细信息

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析了三通管道漩涡脱落产生的位置及其变化特征。试验结果表明:由于三通管道特有的流场结构会导致在三通位置形成压力波,在旁支管道内形成漩涡;在流体流经主管道与旁支管道的交界区域会产生很大速度梯度,导致在旁支管道前缘位置形成不断脱落的小漩涡团;由于流体粘性作用,旁支管道前缘流体会被主流区域流体带动向下游流动,在前缘位置产生真空区域;主管道与旁支管道交界面速度波动、旁支管道内的漩涡大小、旁支管道前缘的漩涡脱落速度均会随着流速的增加而增大。

关键词：三通管道漩涡脱落 PIV测试水介质

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我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 151-158页

作者：于红程诗思李兰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

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进... 详细信息

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进,提出了用于我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断的分级矩阵以及基于该分级矩阵开发诊断软件的需求。首先,通过建立约束条件,编制具有较强标准化和逻辑性的分级矩阵,特别是各矩阵及其各组成部分的排序;其次,通过建立多入口逻辑树和用户友好界面,开发具有快速诊断功能的诊断软件,特别是各逻辑树的分层和各界面的构成。

关键词：核动力舰船核事故应急应急状态分级矩阵诊断软件

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矩形通道双群组界面浓度输运模型与验证方法研究

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核动力工程 2021年第S01期42卷 113-120页

作者：于洋宋小明刘东郭凤晨邓志勇芦韡黄擎宇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

在当前主流核反应堆系统分析软件中,均基于流型选取不同经验关系式计算界面浓度,在流型转换区域会存在数值求解振荡和人工不连续性及适用范围受限等问题。因此,界面浓度输运方程(IATE)被提出用于计算两相流型转变过程中的界面浓度等参... 详细信息

在当前主流核反应堆系统分析软件中,均基于流型选取不同经验关系式计算界面浓度,在流型转换区域会存在数值求解振荡和人工不连续性及适用范围受限等问题。因此,界面浓度输运方程(IATE)被提出用于计算两相流型转变过程中的界面浓度等参数。本文基于玻尔兹曼输运方程建立了双群组IATE,并考虑矩形通道壁面效应的影响,针对气泡破裂与聚合机理分别建立了不同的界面浓度封闭模型。为了评估双群组IATE的适用性,建立了双群组IATE的验证方法,与Sun建立的帽状-湍流实验工况结果符合较好。

关键词：界面浓度矩形通道界面浓度输运方程(IATE)

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基于WMS的无旋和螺旋气液两相流流型及空泡份额实验研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 43-50页

作者：刘帅陈聪刘莉顾汉洋张嘉荣上海交通大学核科学与工程学院上海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

为探究气液两相流流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的流型特征及空泡份额时空分布特性,基于高速摄影仪和自主开发的丝网传感器(WMS)测量技术,对内径为30 mm的水平管内起旋装置作用下空气-水两相流的相态时空演变特性进行了可视化实验... 详细信息

为探究气液两相流流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的流型特征及空泡份额时空分布特性,基于高速摄影仪和自主开发的丝网传感器(WMS)测量技术,对内径为30 mm的水平管内起旋装置作用下空气-水两相流的相态时空演变特性进行了可视化实验研究。结果表明,在起旋器诱导的离心力作用下,流场内存在明显的气泡聚并行为和液滴沉积现象,其中,泡状流将转变为螺旋气柱流,塞状流转变为螺旋间歇流,弹状流转变为螺旋环状流,环状流转变为螺旋丝带流;相比于弹状流和环状流,泡状流和塞状流的截面平均空泡份额在起旋器出口波动幅值明显减弱,但离心力场并未明显改变各流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的截面平均空泡份额。

关键词：气液两相流螺旋流动流型转变空泡份额丝网传感器

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基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

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核动力工程 2021年第6期42卷 161-166页

作者：宋建余红星邓坚向清安朱大欢许幼幼罗跃建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

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参... 详细信息

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度(CHF)的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。

关键词：衰变热临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 抽样失效率

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基于B&W临界实验基准题的先进中子学组件程序KYLIN V2.0的验证与确认

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核动力工程 2021年第S02期42卷 113-118页

作者：赵晨彭星杰张斌柴晓明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

KYLIN V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的先进中子学组件程序,程序分别采用子群共振方法、特征线方法、切比雪夫有理近似方法进行共振、输运、燃耗计算,从而提供多群截面库。本文采用B&W临界实验基准题对于KYLIN V2.0程序进行... 详细信息

KYLIN V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的先进中子学组件程序,程序分别采用子群共振方法、特征线方法、切比雪夫有理近似方法进行共振、输运、燃耗计算,从而提供多群截面库。本文采用B&W临界实验基准题对于KYLIN V2.0程序进行验证确认,包括了B&W1484临界基准题21个算例、B&W1810临界基准题23个算例等。计算结果表明,KYLIN V2.0程序计算结果与测量数据吻合较好,验证了KYLIN V2.0程序具有较好计算精度与非均匀计算能力。

关键词： B&W临界实验基准题中子学组件程序 KYLIN V2.0 验证与确认

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基于CUDA技术的先进组件中子学程序异构并行研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 124-129页

作者：郑勇芦韡马永强崔显涛郭凤晨马党伟涂晓兰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

为了提升先进组件中子学程序KYLIN-Ⅱ处理复杂边界条件问题的计算性能,基于可编程显卡异构并行技术对KYLIN-Ⅱ程序开展了异构并行化研究,实现了共振、输运等模块的海量线程并行计算,并通过优化迭代策略减少了异构并行程序的原子操作次... 详细信息

为了提升先进组件中子学程序KYLIN-Ⅱ处理复杂边界条件问题的计算性能,基于可编程显卡异构并行技术对KYLIN-Ⅱ程序开展了异构并行化研究,实现了共振、输运等模块的海量线程并行计算,并通过优化迭代策略减少了异构并行程序的原子操作次数。为验证异构并行程序的计算精度和加速效果,针对AFA3G超级组件、六角形板型燃料组件、多层套管型燃料栅元等测试例题开展计算,计算结果表明,异构并行程序不会影响计算结果精度,单张显卡异构并行后的KYLIN-Ⅱ程序可以达到10倍以上的加速比,优化迭代流程可以有效减少计算耗时。相对于传统的基于中央处理器(CPU)的多核并行机制,显卡异构并行显著降低了KYLIN-II程序大规模并行需要的经济成本,可以作为KYLIN-Ⅱ程序开展进一步并行优化的方向。

关键词： KYLIN-Ⅱ 并行技术异构并行原子操作

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弥散颗粒系统双重非均匀性物理边界研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 82-88页

作者：娄磊柴晓明姚栋李满仓陈亮刘晓黎张宏博李司南唐霄周楠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

弥散颗粒系统由于双重非均匀性而无法用传统中子学计算程序描述,直接采用体积均匀化方法处理会带来反应性计算偏差。本文通过分析弥散颗粒燃料及不同类型弥散颗粒可燃毒物的体积均匀化反应性计算偏差及其与光学长度的关系,提出将计算偏... 详细信息

弥散颗粒系统由于双重非均匀性而无法用传统中子学计算程序描述,直接采用体积均匀化方法处理会带来反应性计算偏差。本文通过分析弥散颗粒燃料及不同类型弥散颗粒可燃毒物的体积均匀化反应性计算偏差及其与光学长度的关系,提出将计算偏差的影响因素整合为修正光学长度,提出了弥散颗粒系统双重非均匀性的物理边界,当修正光学长度大于10^(−4)时,体积均匀化方法的反应性计算偏差将大于100pcm(1pcm=10^(−5)),需要考虑弥散颗粒系统的双重非均匀性。

关键词：弥散颗粒系统双重非均匀性物理边界体积均匀化反应性计算偏差光学长度修正光学长度

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