检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第2期43卷 40-46页

作者：王天石王宇轩赵鹏程王曦婕凌煜凡王雨晴朱恩平南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

倒U型管蒸汽发生器(UTSG)在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)中UTSG设计参数,利用计算流体力学(CFD)软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒... 详细信息

倒U型管蒸汽发生器(UTSG)在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)中UTSG设计参数,利用计算流体力学(CFD)软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒流现象,研究一次侧运行参数、UTSG设计参数以及二次侧运行参数对于倒流现象的影响。结果表明,提高UTSG一次侧温度、一次侧运行压力、倒U型管热导率将增大UTSG的临界质量流量,使得UTSG更易发生倒流;提高UTSG二次侧给水量、二次侧温度以及倒U型管内壁粗糙度将使得UTSG临界质量流量下降,抑制倒流现象发生;而倒U型管壁厚对倒流现象几乎无影响;相较于改变二回路温度,改变一回路温度对于倒流现象的影响更为显著。本研究结果可为UTSG的参数优化提供一定参考。

关键词：自然循环倒U型管蒸汽发生器(UTSG) 倒流计算流体力学关键影响因素

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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

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原子能科学技术 2023年第7期57卷 1406-1415页

作者：辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧张牧昊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 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 详细信息

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。

关键词：铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故铅铋-水相互作用程序开发程序验证

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高耐蚀含铝奥氏体不锈钢在超临界水中腐蚀行为研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 271-279页

作者：高阳郭相龙姜钰凡伍建文唐睿黄彦平张乐福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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为解决传统不锈钢在超临界水冷堆(SCWR)堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题,针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢(AFAs),采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究... 详细信息

为解决传统不锈钢在超临界水冷堆(SCWR)堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题,针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢(AFAs),采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究了AFAs在超临界水中腐蚀后试样表面氧化膜形貌、成分及结构特征,用以探究合金在超临界水中的耐腐蚀机制及氧化铝成膜行为。研究结果表明:AFAs在600℃超临界水中能形成连续的氧化铝膜从而具备优异的耐腐蚀性能,1000 h腐蚀增重量低于10 mg/dm^(2),优于文献报道的在相同条件下腐蚀的C276合金和310-ODS合金。该氧化铝膜与合金基体结合紧密无明显分界,能有效阻碍超临界水中氧化介质与合金基体的直接接触,抑制合金中Fe的外扩散,为合金提供优异的保护性。然而,AFAs中的Laves相会影响局部氧化铝膜的均匀性,导致外层MnCr_(2)O_(4)颗粒的形成。因此,AFAs需要在维持氧化铝连续成膜的同时严格控制Laves相含量,从而满足SCWR的应用需求。本文研究结果可为SCWR用含铝奥氏体不锈钢研发设计提供数据及理论支撑。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 含铝奥氏体不锈钢(AFAs) 均匀腐蚀氧化铝膜 Laves相

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基于***焊接热力耦合分析模块研发

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焊接学报 2024年第10期45卷 28-37页

作者：周延平董凯骏李辉刘洪宇张盛陈飙松大连理工大学工业装备结构分析优化与CAE软件全国重点实验室大连116024 大连星派科技有限公司大连116085 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610000

文中基于集成计算仿真平台SiPESC的开放式有限元分析软件***,研发了模拟焊接过程有限元分析模块.该分析模块可将焊接过程热瞬态分析所得节点温度场以热载荷形式映射到力学分析中,充分考虑焊接过程中温度变化对结构性能的影响,实现焊接... 详细信息

文中基于集成计算仿真平台SiPESC的开放式有限元分析软件***,研发了模拟焊接过程有限元分析模块.该分析模块可将焊接过程热瞬态分析所得节点温度场以热载荷形式映射到力学分析中,充分考虑焊接过程中温度变化对结构性能的影响,实现焊接结构全过程热力耦合数值仿真,并支持多步分析,可模拟多道焊接工序及复杂焊接过程.其中热瞬态分析可模拟焊接的非线性瞬态热传导过程,支持多种焊接移动热源和常用的热单元类型以及热对流和热辐射等复杂边界条件的处理.而焊接结构力学分析可自定义与温度相关的力学材料参数,支持热弹性和热弹塑性等本构模型.文中采用空心圆筒与带孔方形板沿圆筒外侧焊接的算例进行数值分析对比,采用顺序热力耦合分析方式,其中焊接热分析过程为瞬态热传导计算,结构静力分析过程为热弹塑性计算.计算结果与目前广泛应用的计算机辅助工程(computer aided engineering,CAE)商用软件ABAQUS相比,温度最大值偏差为0.000482%、位移最大值偏差为0.0231%、等效塑性应变最大值相同.该分析模块的计算精度和ABAQUS基本一致,验证了该焊接模块计算的有效性及解决工程实际问题的能力.

关键词：热力耦合分析 SiPESC.FEMS 焊接过程有限元数值仿真温度场映射

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核能装备安全控制代码自动生成软件研发与应用的构想与成果展望

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工程科学与技术 2024年第2期56卷 1-16页

作者：刘明星马权吴鹏杨斐侯荣彬王俊峰黄滟鸿吴延群四川大学计算机学院四川成都610065 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 华东师范大学软件工程学院上海200241

目前,核能装备等安全关键系统中软件的作用越来越重要,对系统的安全稳定运行具有至关重要的影响。安全关键软件规模的增长和复杂度的增加给设计和开发高可信的软件带来了新的挑战,亟需新的软件开发和验证方法与模式。针对此需求,本文围... 详细信息

目前,核能装备等安全关键系统中软件的作用越来越重要,对系统的安全稳定运行具有至关重要的影响。安全关键软件规模的增长和复杂度的增加给设计和开发高可信的软件带来了新的挑战,亟需新的软件开发和验证方法与模式。针对此需求,本文围绕核能装备安全控制代码自动生成软件研究面临的三大关键科学问题,分别开展一个基础理论、七大关键技术及一套原型系统的研究。通过核能安全控制代码自动生成软件总体设计集成与评估、核能安全控制与交互系统软件建模技术、核能安全控制系统模型分析与验证技术、核能安全控制系统可信软件代码自动生成技术等方面的研究,突破核能装备安全控制代码自动生成软件在建模、代码生成和测试验证面临的系统性技术瓶颈,建立起新的安全关键软件开发和验证方法与模式。通过可信安全控制代码自动生成软件工程化应用与认证技术研究,构建一个核能装备安全控制代码自动生成的原型系统,并在核能、汽车等领域对研究成果进行验证。通过上述研究实现以下5个方面创新:一是形式化方法与模型驱动开发融合理论,用确定的数学理论保证模型的高可信;二是状态机扩展同步数据流语言形式化定义方法,建立适用于核能、航空、汽车等场景的软件建模方法;三是基于交互式定理证明的可信代码生成器构造方法,形成经过形式化验证的可信代码生成器;四是数据驱动的测试用例智能生成方法,实现测试验证的自动化;五是一套面向核能装备控制软件的一体化研发平台,构建完整的开发和验证工具链。本文旨在以形式化和模型驱动方法为基础,对安全关键软件的建模、模型验证、代码生成、测试验证等方面进行系统性研究,以形成高可信的安全关键软件开发和验证新方法。研究成果对核能等领域安全关键软件开发相关工业软件的科学研究、技术研发、产业发展等具有十分重要的理论意义和实际应用价值。

关键词：核能装备代码生成形式化模型驱动

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类蜂窝结构高灵敏度裂变室探测器模拟仿真研究

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核电子学与探测技术 2024年第3期44卷 428-437页

作者：包超刘立兴罗庭芳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 清华大学工程物理系北京100000

目前的反应堆功率监测系统要求使用单一裂变电离室在适应反应堆堆芯的高γ辐射场下的中子注量率测量的同时可以以高灵敏度的脉冲工作模式适应反应堆启动阶段的低中子注量率情况下的测量。然而,由于裂变碎片在易裂变物质涂层中的射程较短... 详细信息

目前的反应堆功率监测系统要求使用单一裂变电离室在适应反应堆堆芯的高γ辐射场下的中子注量率测量的同时可以以高灵敏度的脉冲工作模式适应反应堆启动阶段的低中子注量率情况下的测量。然而,由于裂变碎片在易裂变物质涂层中的射程较短,具有较强的自吸收效应,因此无法通过增大裂变材料涂层厚度提升探测器的灵敏度。本文提出了一种类蜂窝结构的圆柱栅格裂变室探测器,将探测器比表面积提高为普通圆柱电离室的3倍,从而在不增加裂变物质涂层厚度的情况下,大幅度增加了裂变物质的有效质量,实现了高的中子灵敏度。基于Geant4的蒙特卡罗模拟表明21片栅格板和2.5mg/cm^(2)的^(235)U涂层的裂变电离室可以实现3cps/nv的热中子探测灵敏度。使用Garfield++对探测器内电离电子的迁移和扩散的仿真结果表明,使用Ar/CO_(2)(96/4)作为工作气体可以平衡电离电子的漂移速度和横向扩散,并实现极间电压为725V时96.5%的电子迁移效率。本文的模拟和仿真结果表明,该类蜂窝结构裂变电离室在脉冲模式下具有高的热中子灵敏度,有希望适应反应堆从启动到满功率运行的宽量程的功率监测。

关键词：裂变室探测器高灵敏度类蜂窝结构

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核主泵口环密封动力学特性数值研究

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哈尔滨工程大学学报 2024年第2期45卷 298-305页

作者：冯德玮延方泉韩宝华庞敏超黎义斌王岩兰州理工大学能源与动力工程学院甘肃兰州730050 沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司辽宁沈阳110869 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

为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环... 详细信息

为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环结构对转子动力学特性以其稳定性的影响。结果表明:转速和压差越大,涡动比对密封力的影响效果越显著,刚度系数、阻尼系数的绝对值呈增大趋势,转速对交叉刚度系数和交叉阻尼系数影响显著,平面密封和迷宫密封交叉刚度系数分别增加了6.92倍和4.13倍,交叉阻尼系数分别增加了15.4倍和6.25倍;压差对直接刚度系数影响明显,平面密封与迷宫密封直接刚度系数分别增加了6.2倍和9.1倍。同时迷宫密封对应的涡动系数Ω_(f)小于平面密封,稳定性优于平面密封结构。

关键词：口环密封刚度系数阻尼系数转子稳定性核主泵数值模拟动力特性口环结构

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燃料棒接触问题的新型自适应预处理方法

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计算物理 2024年第5期41卷 596-606页

作者：刘威震刘振海辛勇叶舒愉张世全四川大学数学学院四川成都610064 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610000

通过分析接触前后雅可比矩阵的稀疏结构,构造基于接触压力判断准则的新型自适应预处理方法。在接触压力为零时使用完全的雅可比矩阵作为Preconditioned Jacobian-free Newton-Krylov(PJFNK)方法的预处理矩阵,在接触压力非零时使用雅可... 详细信息

通过分析接触前后雅可比矩阵的稀疏结构,构造基于接触压力判断准则的新型自适应预处理方法。在接触压力为零时使用完全的雅可比矩阵作为Preconditioned Jacobian-free Newton-Krylov(PJFNK)方法的预处理矩阵,在接触压力非零时使用雅可比矩阵的块对角作为预处理矩阵。数值试验表明:本文的自适应预处理方法能够有效提升模拟效率,求解总时间与Multiphysics Object-Oriented Simulation Environment(MOOSE)中现有方法相比减少了15.2%~33.1%。

关键词： MOOSE PJFNK 燃料棒力学接触自适应预处理

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基于CFD方法的高温热管特性研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 70-76页

作者：余清远赵鹏程马誉高南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

高温热管运行特性的分析与预测,对热管设计和应用具有重要意义。为分析高温热管内两相流动传热特性,首先建立钠热管的计算流体力学(CFD)分析模型,并对模型计算值与钠热管稳态实验数据进行对比校核,模拟结果与实验测点温度的绝对误差小... 详细信息

高温热管运行特性的分析与预测,对热管设计和应用具有重要意义。为分析高温热管内两相流动传热特性,首先建立钠热管的计算流体力学(CFD)分析模型,并对模型计算值与钠热管稳态实验数据进行对比校核,模拟结果与实验测点温度的绝对误差小于40℃,相对误差在5%以内;其次,利用本文模型与方法对不同传热功率和倾角下的热管内部流场特性进行分析研究。研究表明,均匀加热条件下,蒸气腔内的速度在蒸发段接近线性变化,而在冷凝段,气体流速减小致使压强回升,同时,蒸气的流动压降和速度随加热功率增加呈下降趋势;在热管水平和倾角运行工况,热管内两相流动压降中液相压降均占主导;而气液间剪切效应中,气体流动速度为主导效应。本文模型可为热管堆等高温热管应用领域提供热管设计与分析方法。

关键词：高温热管计算流体力学(CFD) 温度场两相流场

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基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

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核动力工程 2022年第2期43卷 189-193页

作者：喻恒王银丽何正熙黄有骏蒋天植林超杨振雷张宓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

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时... 详细信息

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。

关键词： SCADE 倍增时间统计特性信号处理

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