检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核学会2023年学术年会

作者：李六六胡雪飞彭蕾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中国科学技术大学核科学技术学院

加速器驱动次临界堆、超高温气冷堆等第四代先进能源反应堆结构材料的研发,亟须借助数值模拟方法来缩短研发周期,提升研发效率。目前各种已有的数值模拟方法,只适用于特定的时间和空间尺度,而先进能源反应堆用核结构材料高温辐照效应,... 详细信息

加速器驱动次临界堆、超高温气冷堆等第四代先进能源反应堆结构材料的研发,亟须借助数值模拟方法来缩短研发周期,提升研发效率。目前各种已有的数值模拟方法,只适用于特定的时间和空间尺度,而先进能源反应堆用核结构材料高温辐照效应,涉及从辐照微观结构演化到宏观力学性能多个时空尺度的过程。开发各个尺度模拟方法之间的耦合方法和程序,构建多尺度模拟计算平台,对于先进能源反应堆结构材料的快速研发、服役预测具有重要意义。本文基于原子构型与缺陷构型的相互转换,提出并实现了一种将微观尺度模拟方法——分子动力学,与介观尺度模拟方法动力学——蒙特卡洛,进行时间上耦合的模拟方法。通过该方法,可将辐照级联过程用分子动力学模拟,而缺陷的进一步演化则用动力学蒙特卡洛模拟,从而模拟核结构材料辐照剂量累计下微观结构演化的过程。通过使用该耦合模拟方法模拟核结构钢基体材料α铁中氦泡在中子辐照下的演化过程,并与实验数据对比,证明了该方法的可靠性。

关键词：核结构钢多尺度模拟耦合方法分子动力学动力学蒙特卡洛

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CFD-半解析模型混合的管束结构流弹失稳预测方法

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应用数学和力学 2021年第3期42卷 248-255页

作者：赵燮霖冯志鹏蔡逢春叶献辉周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动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610200

横向流作用下管束结构传统流弹失稳模型的建立或多或少需要获取实验流体力参数作为输入条件.因此非常需要开发一种不依赖实验数据的管束结构流弹失稳模型.该文提出了一种改进的CFD仿真与半解析方法混合的管束结构流弹失稳预测方法.采用... 详细信息

横向流作用下管束结构传统流弹失稳模型的建立或多或少需要获取实验流体力参数作为输入条件.因此非常需要开发一种不依赖实验数据的管束结构流弹失稳模型.该文提出了一种改进的CFD仿真与半解析方法混合的管束结构流弹失稳预测方法.采用CFD仿真方法获取半解析模型中关键的相位延迟函数,并根据速度将其表示为简单的分段函数.最终预测了横向流作用下间距比为1.375的平行三角形与正三角形管束结构的流弹失稳阈值,预测结果与文献中的实验结果吻合良好.该文提出的CFD-半解析模型混合方法同样适用于其他管束结构的流弹失稳预测,为蒸汽发生器传热管流弹失稳现象的研究提供了一种时间成本较低的预测方法.

关键词：流弹失稳蒸汽发生器相位延迟 CFD 半解析模型

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低流量单相工况下倒U型管蒸汽发生器内倒流现象的数值模拟研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 33-39页

作者：张锐吴奇马在勇楚涛张卢腾唐瑜孙皖潘良明重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

针对倒U型管蒸汽发生器(UTSG)中的单相倒流现象实验结果,采用三维计算流体力学(CFD)数值模拟的方法对实验段的一次侧和二次侧进行等比例建模,选取Realizable k-ε模型进行湍流计算,完成了网格独立性验证。将数值模拟结果与实验数据进行... 详细信息

针对倒U型管蒸汽发生器(UTSG)中的单相倒流现象实验结果,采用三维计算流体力学(CFD)数值模拟的方法对实验段的一次侧和二次侧进行等比例建模,选取Realizable k-ε模型进行湍流计算,完成了网格独立性验证。将数值模拟结果与实验数据进行对比发现计算值与实验值吻合良好。同时对热工参数的影响进行研究,研究结果表明:临界流速随UTSG一次侧入口温度的升高以及二次侧温度的降低而增大;一次侧操作压力对临界流速的影响很小。

关键词：倒U型管蒸汽发生器(UTSG) 单相倒流数值模拟

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摇摆运动对弹状流向搅拌流转变边界的影响研究

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原子能科学技术 2020年第9期54卷 1589-1594页

作者：谢添舟徐建军卓文彬陈炳德中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

流型的精确识别对于改进两相压降的计算精度有重要意义。本文利用静止时实验数据对现有弹状流向搅拌流的转变准则进行了验证评价。在此基础上选择符合最好的转变准则,引入摇摆运动产生的瞬变外力场,构建了摇摆条件下弹状流搅拌流转变... 详细信息

流型的精确识别对于改进两相压降的计算精度有重要意义。本文利用静止时实验数据对现有弹状流向搅拌流的转变准则进行了验证评价。在此基础上选择符合最好的转变准则,引入摇摆运动产生的瞬变外力场,构建了摇摆条件下弹状流搅拌流转变准则,利用摇摆条件下的实验数据进行了验证。对转变准则进行分析,结果表明,在现有工况范围内,随摇摆振幅的增大,弹状流向搅拌流转变略有提前,而摇摆周期对流型转变的影响可忽略。

关键词：摇摆运动弹状流搅拌流流型转变边界

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核电厂核仪表系统安装与布置影响分析

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 173-177页

作者：王银丽罗炜李文平胡劲赵俊郑帅黄有骏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610041 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析。在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准... 详细信息

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析。在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准确监测和可靠运行,从而发挥核仪表系统在核电厂运行中的重要作用。

关键词：核仪表系统探测器安装布置

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蒸汽发生器管束流弹失稳半解析模型、CFD-理论混合模型与数据驱动分析模型研究

蒸汽发生器管束流弹失稳半解析模型、CFD-理论混合模型与数据驱动...

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第十五届全国振动理论及应用学术会议（NVTA2023）

作者：赵燮霖周进雄冯志鹏西安交通大学机械振动与强度国家重点实验室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

蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,会在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。由于流弹失稳机理的复杂性,目前工程中大多使用经验公式与实验指导管束结构设计,致使相关研究精度有限且成本较高。因此亟需在前人的研究基础... 详细信息

蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,会在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。由于流弹失稳机理的复杂性,目前工程中大多使用经验公式与实验指导管束结构设计,致使相关研究精度有限且成本较高。因此亟需在前人的研究基础上,结合理论分析、数值模拟和数据驱动等多种研究手段,针对管束结构的流弹失稳现象开展研究。本文结合半解析频域模型,分别建立单根及多根弹性管在升力与曳力方向的流弹失稳半解析时域模型,实现对于流致振动时程响应的求解;结合数值模拟技术,建立CFD-半解析模型混合的理论模型,提供一种实验依赖性低的流弹失稳预测方法;结合机器学习与模态分解等数据驱动方法,分别实现对与管束排布方法的优化与非线性流致振动时程信息的预测。在管束结构的非线性流致振动问题中,还有大量现象需要给出合理解释、诸多问题需要学者们解决。希望通过深挖理论模型以解决质量问题,提高仿真技术以解决精度问题,发展数据驱动方法以解决冗杂问题。

关键词：管束结构流弹失稳半解析模型 CFD 数据驱动方法

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热管冷却反应堆核热力耦合研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 191-196页

作者：马誉高刘旻昀余红星黄善仿柴晓明谢碧衡韩文斌刘余杜政瑀何晓强清华大学工程物理系北京100084 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")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力... 详细信息

热管冷却反应堆(简称"热管堆")高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。

关键词：热管冷却反应堆多普勒反应性反馈几何反应性反馈核热力耦合

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核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 183-187页

作者：赵耀霍雨佳王军余俊辉中国核工业集团有限公司北京100822 中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中核华晨建设有限公司西安712000

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,... 详细信息

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,证明了对安全级仪表开展在线监测的可行性。其次,通过对相关法规及标准的分析和研究,明确了核电厂安全级仪表在线监测技术的基本要求。最后,开展了在线监测系统技术的数据分析研究,对冗余仪表提出了等价平均算法,对非冗余仪表算法进行了分析并对多元状态估计模型(MSET)方法开展了基于电厂实际数据的建模验证,证明了该方法在核电厂应用的可行性。

关键词：核电厂在线监测安全级仪表

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长光纤ZnS探测系统的探测效率试验研究

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自动化仪表 2023年第6期44卷 121-124页

作者：卢佳玮韦峥蒋天植白晓厚卓祥林王俊润张芸龚涛波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610213 兰州大学核科学与技术学院甘肃兰州730000

随着快中子反应堆研究的不断发展,快中子直接测量技术成为研究焦点。提出了1种普通长光纤作为光信号传输媒介的ZnS探测系统。该系统不易受到电磁干扰,同时减小了探测器的体积。利用已有ZnS探测系统的探测效率,通过试验刻度,得到长光纤Zn... 详细信息

随着快中子反应堆研究的不断发展,快中子直接测量技术成为研究焦点。提出了1种普通长光纤作为光信号传输媒介的ZnS探测系统。该系统不易受到电磁干扰,同时减小了探测器的体积。利用已有ZnS探测系统的探测效率,通过试验刻度,得到长光纤ZnS探测系统的探测效率为1.09%(2.45 MeV);同时,长光纤ZnS探测系统采集的脉冲信号时间宽度更低,降低了信号堆积的可能,有利于电子学信号采集系统分辨信号。该研究为快中子探测技术的工程应用提供了技术支撑。

关键词：核能快中子光纤传输反应堆中子测量闪烁体探测器探测效率

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堆外核测量系统EFT试验特性研究

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核电子学与探测技术 2021年第4期41卷 718-723页

作者：汪建明杨静远王小雨贺先建杨戴博曾少立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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

基于某核电厂堆外核测量系统设备信号线缆电快速瞬变脉冲群抗扰度(EFT)试验不通过的情况,对电快速瞬变脉冲群抗扰度试验以及干扰机理进行研究。结果表明,对信号线缆增加一定屏蔽效能的屏蔽网并对屏蔽网接地能有效抑制干扰信号。为堆外... 详细信息

基于某核电厂堆外核测量系统设备信号线缆电快速瞬变脉冲群抗扰度(EFT)试验不通过的情况,对电快速瞬变脉冲群抗扰度试验以及干扰机理进行研究。结果表明,对信号线缆增加一定屏蔽效能的屏蔽网并对屏蔽网接地能有效抑制干扰信号。为堆外核测量系统以及同类产品EFT试验提供指导,同时为后续项目电缆选型提供参号。

关键词：堆外核测量系统电快速瞬变脉冲群抗扰度试验

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