检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第1期44卷 89-96页

作者：刘珠龙家琛郭相龙苏豪展王鹏段振刚马赵丹丹张乐福上海交通大学机械与动力工程学院上海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 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金(600合金和304不锈钢)在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱... 详细信息

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金(600合金和304不锈钢)在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明,两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律,其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢;腐蚀500 h后,600合金表面氧化物厚度约为5μm,主要成分为NiCr_(2)O_(4),结构致密,具有保护性,其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为;腐蚀500 h后,304不锈钢表面氧化膜可达约45μm,为双层结构,外层为Fe_(3)O_(4),内层为NiFeCrO_(4),结构疏松,发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理,为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。

关键词：超临界二氧化碳 600合金 304不锈钢均匀腐蚀渗碳

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CF系列燃料组件落棒性能试验研究

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核动力工程 2025年

作者：田雪莲张子扬陈良斌余庆林蒋宇郭思贝聂常华卓文彬中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室

介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料... 详细信息

介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组件的落棒性能差异。试验结果表明，CF3系列燃料组件相对于CF2系列燃料组件的落棒时间更长、落棒冲击力更小，导向管结构的改进对落棒缓冲时间的影响更大。试验结果验证了设计改进的实际效果，为CF系列燃料组件的实堆应用和发展提供了支撑。

关键词： CF系列燃料组件落棒时间落棒速度落棒冲击力

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基于分子动力学计算流体临界点预测方法研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 108-112页

作者：赵学斌黄彦平叶绿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

使用分子动力学(MD)方法计算了CO_(2)分子和H_(2)O分子的临界点,通过对气液平衡状态下的物性参数外推获得较为精确的临界点结果。对于CO_(2)分子,使用TraPPE模型和粗粒度模型SAFT进行了模拟,TraPPE模型计算结果更加接近美国国家标准与... 详细信息

使用分子动力学(MD)方法计算了CO_(2)分子和H_(2)O分子的临界点,通过对气液平衡状态下的物性参数外推获得较为精确的临界点结果。对于CO_(2)分子,使用TraPPE模型和粗粒度模型SAFT进行了模拟,TraPPE模型计算结果更加接近美国国家标准与技术研究院(NIST)实验数据。对于H_(2)O分子,使用SPC/E和TIP4P/2005模型进行计算,结果表明TIP4P/2005模型的预测值与NIST实验数据最接近,同时对于分子水体系的饱和蒸汽压精确预测仍然存在挑战。

关键词：分子动力学(MD) 气液平衡方法临界点

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船坞式浮动核电站总体技术研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 1-8页

作者：王东辉李庆宋丹戎秦冬刘佳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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心成都610213

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个... 详细信息

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析,给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议,对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。

关键词： ACP100S 浮动核电站船坞近岸

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基于DPM方法的安全壳内气溶胶输运特性初步研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 290-296页

作者：王雨晴翁炎运倪木一邓理邻谭怡张明昊中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 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

核电厂在正常运行和发生严重事故时,气溶胶是放射性物质的主要泄漏途径。本文基于流体仿真软件FLUENT中欧拉-拉格朗日方法的离散相模型(DPM),针对铅基堆安全壳内气溶胶输运特性开展数值模拟研究。模拟结果显示静止流场中气溶胶小粒径颗... 详细信息

核电厂在正常运行和发生严重事故时,气溶胶是放射性物质的主要泄漏途径。本文基于流体仿真软件FLUENT中欧拉-拉格朗日方法的离散相模型(DPM),针对铅基堆安全壳内气溶胶输运特性开展数值模拟研究。模拟结果显示静止流场中气溶胶小粒径颗粒受布朗力的驱动在不同壁面的沉降数量分布较均匀;大粒径颗粒受重力的驱动在不同壁面的沉降数量分布不均匀。同时,以PHEBUS FP T0实验的沉降阶段作为基准工况,验证了模型方法在安全壳环境下的适用性与准确性。最后,基于安全壳的二维轴对称简化模型,模拟了反应堆正常运行工况下从堆芯表面到安全壳中的气溶胶迁移和沉降过程。研究发现,在正常运行工况下,粒径0.1μm的气溶胶会随流线进行大范围的迁移并在安全壳上壁面和竖直壁面的交界附近被捕获,粒径3μm和10μm的气溶胶会滞留在安全壳下壁面附近或沉降到安全壳下壁面。基于本模型研究得到的初步结论,可为后续开展的气溶胶受力分析实验和安全壳内气溶胶迁移实验提供参考。

关键词：气溶胶离散相模型(DPM) 安全壳压水堆铅基堆

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基于流管模型的流动扰动数值表征及流弹失稳预测

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计算力学学报 2025年第2期42卷 322-328页

作者：冯志鹏齐欢欢蔡逢春中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都610213

为了提升流管模型的预测能力和适用范围,获得能定量表征其众多流动扰动参数的通用方法,通过理论推导建立经典流管模型的动力学方程,基于二维流固耦合模拟发展流动扰动参数辨识方法,研究流管的面积分布、速度分布、压力分布(均包括稳态... 详细信息

为了提升流管模型的预测能力和适用范围,获得能定量表征其众多流动扰动参数的通用方法,通过理论推导建立经典流管模型的动力学方程,基于二维流固耦合模拟发展流动扰动参数辨识方法,研究流管的面积分布、速度分布、压力分布(均包括稳态项、相位差、扰动项)规律,然后以相位差函数为例,将其数学表达式作为流管模型的基本输入参数进行集成,预测管束结构的流弹失稳行为。结果表明,本文方法成功获得了众多流动扰动参数与曲线坐标及时间的关系,流动扰动参数的稳态项与曲线坐标的函数为正弦形式,相位差与曲线坐标的函数关系为线性形式;预测的临界流速与实验值吻合良好,证明了结合流动扰动数值表征和流管模型基本假设预测流弹失稳的可行性,为流弹失稳预测模型的开发提供了可行途径。

关键词：流致振动流弹失稳流管模型流动扰动管束结构

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基于MPS方法的射流破裂正交实验及其模型研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 181-189页

作者：彭程孟显品邓坚上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 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

为了研究堆芯熔融物射流破裂过程中射流破裂长度的主要影响因素及其作用程度评级,基于正交实验法设计了3因素5水平的25组实验,采用移动粒子半隐式仿真(MPS)得到各工况下的射流破裂长度,并对模拟结果进行极差与方差分析,结果表明,影响射... 详细信息

为了研究堆芯熔融物射流破裂过程中射流破裂长度的主要影响因素及其作用程度评级,基于正交实验法设计了3因素5水平的25组实验,采用移动粒子半隐式仿真(MPS)得到各工况下的射流破裂长度,并对模拟结果进行极差与方差分析,结果表明,影响射流破裂长度的主要因素为射流与冷却剂密度比、射流速度和射流直径,三者的显著性均为二级(**),在同级别中的作用程度大小依次为:射流速度>射流与冷却剂密度比>射流直径。在此基础上使用模拟数据拟合出了新的预测射流破裂长度经验关系式,当射流与冷却剂密度比为1.1~13.6时,该关系式的预测误差控制在±30%范围内。

关键词：射流破裂长度影响因素正交实验经验关系式

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基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 91-97页

作者：陈曦王啸宇崔聪邓坚刘余刘卢果梁禹彭欢欢中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都610213 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散系数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提... 详细信息

作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数,热扩散系数(TDC)一般通过单相热工试验获得,时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发,深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法,纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题,提出了表征冷热通道温度交换效果的热扩散特性因子,基于计算流体动力学(CFD)技术形成了一整套热扩散特性评价方法,并和试验结果进行了对比验证。对比分析结果表明,数值方法的结果与试验结果相对偏差不超过10%,符合效果良好,在考虑一定保守惩罚的情况下基本上可替代相关试验,极大地提高了设计研发效率。此外,对热工水力参数、定位格架结构、轴向格架数量、格架跨距等因素对燃料组件热扩散特性的影响进行了深入分析,结果表明组件的热扩散特性与格架等结构密切相关,受热工参数的影响不大。

关键词：热扩散系数子通道计算流体动力学(CFD) 定位格架温度场

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基于机器学习的淬冷沸腾最小膜态沸腾温度预测和灵敏度分析研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 69-76页

作者：张军权邓坚罗彦卢涛北京化工大学机电工程学院北京100029 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

淬冷沸腾广泛应用于核反应堆失水事故后燃料棒的冷却过程中,最小膜态沸腾温度(T_(min))的确定对核反应堆的安全运行至关重要。本文基于文献的实验数据,选用了3种典型机器学习模型:随机森林(RF)、人工神经网络(ANN)和极端梯度提升(XGBoos... 详细信息

淬冷沸腾广泛应用于核反应堆失水事故后燃料棒的冷却过程中,最小膜态沸腾温度(T_(min))的确定对核反应堆的安全运行至关重要。本文基于文献的实验数据,选用了3种典型机器学习模型:随机森林(RF)、人工神经网络(ANN)和极端梯度提升(XGBoost),对淬冷沸腾T_(min)进行预测和影响因素灵敏度分析研究。结果表明,机器学习方式能够有效提高淬冷沸腾T_(min)预测的准确性,其预测性能相较于传统的经验关联式有大幅提升,其中RF模型预测效果最优,决定系数R^(2)为0.9770;通过结合RF模型和Sobol’全局灵敏度方法,得到对淬冷沸腾T_(min)影响最大的参数为冷却剂过冷度,其次为初始壁温,长径比、压力、热物性对其影响较小。本文研究成果将为提高核反应堆的安全性提供理论指导。

关键词：淬冷沸腾最小膜态沸腾温度机器学习全局灵敏度

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接头性能差异对Zr-Sn-Nb合金电子束焊接头残余应力的影响

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焊接学报 2024年第5期45卷 105-112页

作者：赵艳丽张安锐辛勇袁攀周毅王厚勤李赫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 哈尔滨工业大学材料结构精密焊接与连接全国重点实验室哈尔滨150001

为了提升Zr-Sn-Nb合金电子束焊残余应力计算精度,对Zr-Sn-Nb合金及焊接接头热物性参数与力学性能进行测量,研究接头性能差异对电子束焊接头残余应力影响规律,建立了电子束焊复合热源模型,采用热弹塑性有限元方法对4.45mm厚Zr-Sn-Nb合金... 详细信息

为了提升Zr-Sn-Nb合金电子束焊残余应力计算精度,对Zr-Sn-Nb合金及焊接接头热物性参数与力学性能进行测量,研究接头性能差异对电子束焊接头残余应力影响规律,建立了电子束焊复合热源模型,采用热弹塑性有限元方法对4.45mm厚Zr-Sn-Nb合金电子束焊应力进行数值模拟,并进行焊缝形貌验证.结果表明,考虑焊缝与母材属性差异时,试板上表面焊缝及热影响区区域的横向残余应力峰值高于二者属性相同时的模拟结果,峰值分别为319 MPa和296 MPa,进一步考虑热影响区属性与母材及焊缝差异对接头残余应力影响不大,峰值纵向应力为318 MPa.

关键词： Zr-Sn-Nb合金接头性能差异电子束焊残余应力

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