检索结果-内蒙古大学图书馆

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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程序二维/一维耦合特征线输运计算中的控制棒尖齿效应处理方法

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核动力工程 2023年第6期44卷 23-31页

作者：张思凡刘宙宇赵寒冰陈兴王博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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049 海军装备部成都610213 成都大学成都610106

在二维/一维耦合特征线输运的基础上,研究了控制棒移动的尖齿效应处理方法,包括自适应网格方法和双向均匀化方法。在双向均匀化方法中,通过建立径向通量密度形状因子和轴向通量密度形状因子降低均匀化的误差。在高保真数值反应堆程序NEC... 详细信息

在二维/一维耦合特征线输运的基础上,研究了控制棒移动的尖齿效应处理方法,包括自适应网格方法和双向均匀化方法。在双向均匀化方法中,通过建立径向通量密度形状因子和轴向通量密度形状因子降低均匀化的误差。在高保真数值反应堆程序NECP-X中开发了控制棒移动功能,通过C5G7-TD宏观问题和VERA#5全堆芯基准题对控制棒尖齿效应进行验证。数值结果表明:在计算控制棒价值和堆芯功率上自适应网格方法和双向均匀化方法都有较高的计算精度;通量密度形状因子可以很好地修正双向均匀化所带来的尖齿效应。

关键词：二维/一维耦合特征线方法控制棒尖齿效应双向均匀化通量密度形状因子 NECP-X

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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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基于系统可靠性分配的设备分级技术研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 140-145页

作者：陈宝文张丹朱大欢蒋孝蔚方红宇米争鹏程瑞琪钟明君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

传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站... 详细信息

传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站凝给水系统为例,开展设备可靠性分级研究。研究给出了考虑了系统重要度和核安全重要度后的可靠性量化结果。该结果可以作为设备分级的依据,并能够用于电厂设备的检修、故障诊断和健康管理。

关键词：核电厂(NPP) 系统重要度系统可靠性设备分级

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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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单棒垂直方形通道临界热流密度实验研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 42-47页

作者：刘伟郭俊良张丹桂淼胡迎刘扬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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

采用R134a作为流体工质,对单棒垂直方形通道临界热流密度(CHF)进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道,内置外径为9.5 mm的单根加热棒,用来模拟压水堆中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水堆典型运行... 详细信息

采用R134a作为流体工质,对单棒垂直方形通道临界热流密度(CHF)进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道,内置外径为9.5 mm的单根加热棒,用来模拟压水堆中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水堆典型运行工况。实验结果表明,R134a在方形通道内的CHF参数趋势与圆管中水的CHF参数趋势相同,R134a可以替代水作为模化工质;通过对圆管Bowring关系式和Katto&Ohno关系式进行冷壁因子修正,可用于预测带有冷壁的方形通道的CHF;Katto的流体模化方法适用于带有冷壁的方形通道。

关键词：临界热流密度方形通道实验研究

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压水堆核电厂运行瞬态自动分类算法研究

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原子能科学技术 2023年第11期57卷 2201-2209页

作者：白晓明于新洋曹国畅李政曹洪胜崔怀明艾红雷熊夫睿姜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四川成都610213 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

瞬态统计与核电厂运行状态监测和延寿许可申请密切相关,是核电厂中的一项重要工作。瞬态分类是将运行瞬态归为设计瞬态的过程,是瞬态统计工作中的关键环节。目前国内外已有的自动分类算法存在识别正确率低、训练数据多的问题,因此大部... 详细信息

瞬态统计与核电厂运行状态监测和延寿许可申请密切相关,是核电厂中的一项重要工作。瞬态分类是将运行瞬态归为设计瞬态的过程,是瞬态统计工作中的关键环节。目前国内外已有的自动分类算法存在识别正确率低、训练数据多的问题,因此大部分核电厂仍采用人工瞬态分类的方式。本文从设计瞬态物理意义及各参数影响关系出发,建立了一种将基于规则和基于数据算法融合的瞬态分类算法,研究了瞬态参数权重、信号信噪比对算法的影响,测试了算法的并行计算效率。采用核电厂运行数据对该算法验证的结果显示,该算法对运行瞬态能够有效识别。该算法解决了传统瞬态分类算法中需要大量训练数据的问题,实现了在少样本条件下的瞬态分类。

关键词：瞬态统计瞬态分类核电厂基于规则基于数据

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基于RELAP5的LOCA喷放阶段下降段内CCFL特性研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 58-65页

作者：李想孙皖丁书华黄涛李仲春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 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

反应堆失水事故(LOCA)后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制(CCFL),不利于应急冷却水顺利进入堆芯,极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计... 详细信息

反应堆失水事故(LOCA)后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制(CCFL),不利于应急冷却水顺利进入堆芯,极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计算LOCA喷放阶段的下降段注水行为;通过对比下腔室蓄水量、下降段内压力及破口处蒸汽流量瞬态变化以验证模型的有效性,并对下降段通道内汽相速度场、液相体积分数分布特性进行分析。结果表明,由于下降段通道结构的三维特征引起的流动不均匀性影响了汽-液CCFL特性,随着蒸汽流量增大,在破口环路与下降段连接区域的压力梯度与向上流速度梯度越大,较少节点的划分方法很难真实反映下降段通道局部区域内汽-液溢流关系;在靠近破口的环路内注入的冷却水更难到达下腔室,而在远离破口环路的冷却水容易进入到下腔室;过热的蒸汽在流动过程中被冷却水冷却发生凝结现象,导致出口蒸汽流量小于进口蒸汽流量,且随着进口蒸汽流量的增大,凝结效应则随之减小。本研究所建立的模型与方法能够适用于LOCA喷放阶段下降段通道内的汽-液CCFL预测。

关键词：应急冷却剂下降段逆向流动限制(CCFL) 下腔室蓄水量 RELAP5

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