检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2023年第2期43卷 298-303页

作者：应栋川田超温兴坚苗建新肖锋唐松乾张宏越景福庭黄迁明刘汀黄博琛李文翰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

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不... 详细信息

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。

关键词：压力容器快中子注量

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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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自然循环条件下倒U型管蒸汽发生器一次侧倒流现象关键影响因素研究

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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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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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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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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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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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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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不同管径与倾角下单管和管束外含空气蒸汽冷凝对比分析

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核动力工程 2022年第4期43卷 11-17页

作者：邹志强武铃珺李方立边浩志曹博洋丁铭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 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001

为评估不同传热管结构参数下单管与管束外含空气蒸汽冷凝传热规律的差异,基于外径12~19 mm、倾角0°~90°的单管和3×3管束在压力0.2~1.6 MPa、空气质量份额12%~87%的参数范围内开展了试验研究。结果表明:不同压力范围内,... 详细信息

为评估不同传热管结构参数下单管与管束外含空气蒸汽冷凝传热规律的差异,基于外径12~19 mm、倾角0°~90°的单管和3×3管束在压力0.2~1.6 MPa、空气质量份额12%~87%的参数范围内开展了试验研究。结果表明:不同压力范围内,管径和倾角对单管和管束的影响呈现不同的规律。在压力小于0.8 MPa时,管束冷凝传热受管径和倾角影响的规律与单管总体一致,两者的冷凝传热系数均随管径和倾角的减小而增大。在0.8~1.6 MPa时,管束冷凝传热受管径和倾角的影响与单管存在明显差异。结合不凝性气体影响蒸汽冷凝传热的机制对所呈现的一致性和差异性规律进行了分析。

关键词：单管管束管径倾角蒸汽冷凝不凝性气体

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