检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第4期42卷 112-118页

作者：黄永忠李权李垣明庞华路怀玉刘振海齐飞鹏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

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦... 详细信息

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦合计算,通过与美国通用电气公司数据的对比证明了该分析方法的有效性。采用该方法计算了多种燃料元件尺寸和不同轴向功率分布下的热应力和温度,结果表明侧棱处温度最高而内壁面壁厚最薄处热应力最大,壁厚越薄、长度越长,燃料元件的最大热应力和温度越小,展平入口段的轴向功率分布也能够略微降低最大热应力和温度。以上分析方法可以用于新型中空棱柱形燃料元件的优化设计。

关键词：热-流-固耦合燃料元件热应力共轭传热

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核级设备危险频率下的电接触摩擦磨损试验与模拟研究

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摩擦学学报(中英文) 2025年第2期45卷 276-287页

作者：王东伟丁昊昊蒋维赵阳李发强汪凡雨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 西南交通大学机械工程学院四川成都610031

针对核安全级DCS(Distributed Control System)设备在其服役过程中存在的电接触磨损问题,本研究中首先对安全级DCS设备进行扫频试验,在得到设备的危险频率后,搭建电接触摩擦磨损试验台,并进行一系列摩擦学试验.结合电—热—机顺序耦合... 详细信息

针对核安全级DCS(Distributed Control System)设备在其服役过程中存在的电接触磨损问题,本研究中首先对安全级DCS设备进行扫频试验,在得到设备的危险频率后,搭建电接触摩擦磨损试验台,并进行一系列摩擦学试验.结合电—热—机顺序耦合分析法与Archard磨损模型,探索电流大小对电接触摩擦磨损的影响.结果表明:核安全级DCS设备的一阶共振频率为12 Hz.在该频率激励下,随着输入电流增大,电接触界面摩擦系数表现出先减小后增大的现象.电接触表面表现出磨粒磨损、剥层和电弧烧蚀的特点.增大电流虽然导致界面磨损加剧,但是高温下的材料软化使得接触区域增大,有利于电接触保持更长时间的低电阻状态.但是,大电流作用下磨损表面分布不均匀,接触电阻的波动频率显著增加.有限元分析能够较好地模拟电接触摩擦磨损过程,但是由于电接触状态下,摩擦区域的接触应力有所差异,因此磨痕区的磨损深度各不相同.在磨痕两侧,增大电流导致磨痕深度加剧,而在磨痕中间区域,输入电流为2 A时的磨痕深度明显大于输入电流为1 A和3 A的状态,这与试验结果一致.

关键词：核安全级DCS 电接触摩擦磨损有限元分析 Archard磨损模型

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双重非均匀系统环形RPT计算方法研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 43-49页

作者：娄磊彭星杰柴晓明姚栋李满仓于颖锐王连杰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

弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RP... 详细信息

弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RPT(IRPT)方法进行了分析和验证,结果表明,这2种方法对于含有弥散可燃毒物的双重非均匀系统燃耗过程中依然存在相对较大的计算偏差;然后提出环形RPT(RRPT)方法和2步环形RPT(TRRPT)方法分别用于处理含单一颗粒类型和含2种颗粒类型的双重非均匀系统,通过含不同类型可燃毒物的算例验证并与蒙卡颗粒模型基准解对比可知,本文提出的RRPT方法和TRRPT方法可用于处理含弥散燃料和弥散可燃毒物的双重非均匀系统,相比传统方法具有更高计算精度和更广适用范围。

关键词：颗粒弥散燃料颗粒弥散可燃毒物双重非均匀系统传统体积均匀化方法(VHM) 环形RPT(RRPT)方法两步环形RPT(TRRPT)方法

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基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

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核动力工程 2022年第5期43卷 188-194页

作者：邓坚熊青文苟军利刘余鲍辉沈丹红周佳樾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

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PS... 详细信息

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度(PCT)分布及条件堆芯损坏概率(CCDP),最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率(CDF)。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。

关键词：大破口失水事故(LBLOCA) 不确定性分析概率安全分析(PSA) 风险指引

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铅铋反应堆堆芯流量分区智能优化方法研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 53-57页

作者：凌煜凡代圣齐赵鹏程朱恩平王继锋唐欢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

堆芯流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆... 详细信息

堆芯流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆流量分区问题上的收敛性分析。根据所得最优算法,分别以寿期初功率分布、各燃料组件在整个寿期内最大功率为样本数据,基于小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER-100开展两种不同流量分区方案对比分析。研究结果表明,在3种智能优化算法中,量子遗传算法在反应堆流量分区问题上收敛性最佳,能较快地搜索到最优分区结果;基于寿期初功率分布样本数据所得燃料组件最大出口温度超出反应堆热工安全限值,而基于各燃料组件在整个寿期内最大功率所得燃料组件最大出口温度降低了140 K,且始终保持在热工安全限值之下;SPALLER-100反应堆最佳分区数为5,再增加分区数对提高反应堆热工安全性能影响较小。

关键词：铅铋反应堆流量分区智能优化算法量子遗传算法

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本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

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核动力工程 2022年第4期43卷 147-153页

作者：熊青文苟军利杜鹏邓坚刘余陈伟党高健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

最佳估算加不确定性(BEPU)方法被国际原子能机构(IAEA)推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑... 详细信息

最佳估算加不确定性(BEPU)方法被国际原子能机构(IAEA)推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性,基于该方法对本构模型按照特征进行分类,针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法,此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性,并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明,抽样计算值和实验值均小于保守计算值,考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值,且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。

关键词：本构模型结构化方法非参数曲线估计贝叶斯校准不确定性量化

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棒位探测器电源系统比例复数积分控制策略研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 162-167页

作者：高龙将徐奇伟于天达唐健凯罗凌雁李晴朝黄思语重庆大学输配电装备及系统安全与新技术国家重点实验室重庆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

单相逆变器在核电厂棒位检测系统中工作于电压源模式,其负载棒位探测器通常等效为阻感性负载,而阻感性负载连接至逆变器输出端不能稳定地输出正弦电压。为此,本文针对单相逆变器棒位探测器电源系统提出了一种比例复数积分(PCI)控制策略... 详细信息

单相逆变器在核电厂棒位检测系统中工作于电压源模式,其负载棒位探测器通常等效为阻感性负载,而阻感性负载连接至逆变器输出端不能稳定地输出正弦电压。为此,本文针对单相逆变器棒位探测器电源系统提出了一种比例复数积分(PCI)控制策略,并给出控制器参数设计方法。首先,基于系统的频域模型推导出电流环比例积分(PI)控制器和电压环PCI控制器参数解析式,并考虑负载参数对系统稳定性的影响。然后,设定期望的电流环和电压环开环截止频率和相位裕度,通过本文方法解析计算PI和PCI控制器参数。最后,通过MATLAB仿真验证了本文方法能够使阻感性负载下的单相逆变器得到稳定的输出电压与输出电流,且输出电流谐波畸变率(THD)<0.3%。该方法可以为单相逆变器棒位探测器电源系统控制提供指导。

关键词：单相逆变器阻感性负载比例复数积分(PCI)控制参数设计

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华龙一号反应堆上腔室及热段流-热耦合场数值模拟

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科学技术与工程 2024年第18期24卷 7676-7684页

作者：孙梓云周新志何正熙朱加良徐涛董晨龙四川大学电子信息学院成都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成都610213

压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律... 详细信息

压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律,为核心参数测控提供参考,基于有限元分析(finite element method,FEA)方法,对上腔室及热段冷却剂流域进行了计算流体力学(computational fluid dynamics,CFD)数值模拟。首先建立了合理简化后的华龙一号(Hualong One)反应堆上腔室及相连热段的3D几何结构模型。随后对模型计算域进行了离散化网格划分和网格敏感性分析。最后通过计算,获得了冷却剂非等温流动的稳态特性解,流量、温度与相关设计估算值、实际测量值的相对误差均小于2%。对稳态特性研究表明,高、低温冷却剂在上腔室垂直内壁附近的不充分换热导致热段入口冷却剂温度分布不均,存在14.0~16.3℃的温差。随冷却剂沿轴向流动,冷却剂温度场分布和流场分布均逐渐趋于均匀和稳定,且是热段内低温冷却剂的流动主导了冷却剂温度分布的变化。

关键词：华龙一号流-热耦合场有限元分析计算流体力学数值模拟稳态解

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磁流变液响应时间检测方法及装置研究

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仪器仪表学报 2023年第11期44卷 290-299页

作者：李佩卢川尹剑飞周威谢磊重庆大学光电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国家级重点实验室成都610213 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室长沙410073

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁通密度,由扭矩与磁场相位差获得MRF响应时间,无需面临阶跃响应中的复杂解耦问题。此外,本文通过关键机械参数设计,突破商用流变仪的剪切率限制,实现了最高3000 s^(-1)下的响应时间测量。基于此,本文设计和制作了一套MRF响应时间检测装置,分析了装配偏心和磁场探针位置引起的误差;测得多种样品在1~3 A振幅电流下的响应时间为23~140 ms,并发现响应时间随MRF浓度增大而先减小再延长,且与外部磁场强度呈负相关。

关键词：磁流变液响应时间检测方法正弦电流相位差

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微纳气泡对气溶胶池洗去除特性影响研究

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原子能科学技术 2024年第11期58卷 2336-2344页

作者：陈宇奇梁辉马钎朝袁万行王坤俊王岩松侯宇轩谷海峰孙中宁哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 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 中国辐射防护研究院山西太原030006

反应堆发生严重事故时,微纳米级放射性气溶胶颗粒随高压气体排入抑压水池,在池洗机理作用下滞留在水池中,从而达到防止放射性外泄的目的。已有研究表明,气溶胶池洗效率曲线呈U型分布,当气溶胶粒径在0.1~1μm范围内时,其池洗效率最低。... 详细信息

反应堆发生严重事故时,微纳米级放射性气溶胶颗粒随高压气体排入抑压水池,在池洗机理作用下滞留在水池中,从而达到防止放射性外泄的目的。已有研究表明,气溶胶池洗效率曲线呈U型分布,当气溶胶粒径在0.1~1μm范围内时,其池洗效率最低。为了提高该粒径范围内的气溶胶池洗效率,本研究借鉴微纳气泡在环境治理方面能够高效去除环境杂质的优势,开展了微纳气泡水中气溶胶池洗效率实验。通过设置对照实验,研究了微纳气泡水的基本特性与去离子水的不同,并将含气溶胶气体分别注入去离子水和微纳气泡水中,对比分析了两种池洗液体中的气溶胶池洗效率,从而探究了微纳气泡对气溶胶池洗去除特性的影响规律。实验结果表明,微纳气泡能够降低池洗液体与固体表面的接触角,提高池洗液体的负zeta电位,使气溶胶更容易穿透气液界面进入到液相中;同时,常规气泡在微纳气泡水中的尺寸更小,单位时间内脱离喷嘴的常规气泡数量增加,使微纳气泡水中常规气泡具有更大的比表面积,且能够在液相中滞留更长时间。这些变化使得微纳气泡水中0.25~1μm粒径范围内气溶胶颗粒的池洗效率显著提高。本研究可以为气溶胶池洗系统设计优化提供实验基础和理论依据。

关键词：严重事故气溶胶池洗去除微纳气泡

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