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北京化工大学学报（自然科学版） 2023年第4期50卷 59-66页

作者：邓诗雨卢涛邓坚王啸宇张喜林朱大欢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

围绕液态铅铋合金(LBE)的数值模拟研究通常仅针对流体域,而忽略了固体域的影响。为了研究绕丝燃料组件物理模型及边界条件对LBE的流动与传热的影响,基于质量守恒原则、能量守恒原则和传热特性等效原则,设计了燃料棒及绕丝表面有恒热流... 详细信息

围绕液态铅铋合金(LBE)的数值模拟研究通常仅针对流体域,而忽略了固体域的影响。为了研究绕丝燃料组件物理模型及边界条件对LBE的流动与传热的影响,基于质量守恒原则、能量守恒原则和传热特性等效原则,设计了燃料棒及绕丝表面有恒热流密度的纯流体域模拟、燃料棒及绕丝有恒体积功率的流固共轭传热模拟、燃料棒表面有恒热流密度的纯流体域模拟和燃料棒有恒体积功率的流固共轭传热模拟这4种数值模拟方案,在施加相同总功率条件下,比较了4种方案的LBE和流固边界上的温度分布差异。对比分析4种方案的大涡模拟结果发现:流固共轭传热方案比热流边界方案更具合理性;与Pacio实验数据相比,方案四即燃料棒具有恒体积功率的流固共轭传热的数值模拟结果在流固边界峰值温度上的偏差最小。因此,针对绕丝燃料组件LBE及包壳局部温度峰值的数值预测,推荐采用燃料棒有内热源的流固共轭传热数值模拟方案,能够准确预测绕丝燃料组件内LBE的温度特性。

关键词：液态铅铋合金(LBE) 绕丝燃料组件流固共轭传热等效原则

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定位格架下游湍流特性测量研究

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原子能科学技术 2022年第6期56卷 1129-1137页

作者：曲文海陈仕龙黄慧剑熊进标上海交通大学核科学与工程学院上海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四川成都610213

在子通道雷诺数为6600、13200、26400和39600下,使用粒子成像测速仪对5×5棒束分流型交混翼定位格架下游横向和纵向流动进行测量。平均速度和湍流脉动速度均方根的实验结果最大不确定度低于1%的主流平均速度。格架下游二次流结构经... 详细信息

在子通道雷诺数为6600、13200、26400和39600下,使用粒子成像测速仪对5×5棒束分流型交混翼定位格架下游横向和纵向流动进行测量。平均速度和湍流脉动速度均方根的实验结果最大不确定度低于1%的主流平均速度。格架下游二次流结构经历了交混翼脱落涡结构耗散、剪切产生双涡结构、双涡结构向单涡结构的转变及单涡结构沿程衰减过程,横向平均速度和湍流脉动速度均方根沿程变化均受涡结构演进影响。格架近场湍流统计量迅速衰减;格架远场湍流统计量缓慢衰减,流动趋于光棒束充分发展流动。横向流动受雷诺数效应和格架交混效应共同影响。

关键词：定位格架子通道交混折射率补偿粒子成像测速仪

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热管反应堆启堆特性分析

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核动力工程 2023年第S02期44卷 67-73页

作者：杜政瑀马誉高钟睿诚丁书华何晓强邓坚刘余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 中国科学技术大学核科学技术学院合肥230027

热管反应堆在中子能谱、燃料及堆芯结构、温度反馈系数、反应性控制方式、冷却剂等方面与压水堆存在较大的不同,导致其启堆过程中堆芯可能出现较大的功率峰值并导致热管两端出现较大的温差。针对上述问题,以陆地热管反应堆为研究对象,... 详细信息

热管反应堆在中子能谱、燃料及堆芯结构、温度反馈系数、反应性控制方式、冷却剂等方面与压水堆存在较大的不同,导致其启堆过程中堆芯可能出现较大的功率峰值并导致热管两端出现较大的温差。针对上述问题,以陆地热管反应堆为研究对象,提出了“蛙跳式”启堆控制策略,通过理论分析的方法提出了策略的控制整定值;在系统设计改进方面,提出了增加空气预热器用于热管完全启动前热管冷凝段预热的方案;并采用数值计算的方法对前述方案的应用效果进行了分析和验证。计算结果表明,提出的启堆控制策略和系统设计改进方案减小了启堆过程中堆芯功率的波动幅度,减小了热管启动过程中热管蒸发段和冷凝段的温差,并相应降低了热管热应力,提高了热管运行的可靠性。其研究成果为控制鼓的设计提供了输入,也为反应堆保护与控制系统相关监测参数的设定和热管堆气体冷却系统的设计方案提供了参考。

关键词：热管反应堆(HPR) 启堆控制策略热管冷凝段预热

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基于分段线圈的多线圈电感式棒位探测器棒位解算方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 166-170页

作者：高龙将唐健凯付国忠王益明张雪锋王翔翼罗凌雁重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆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

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多... 详细信息

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多线圈电感式棒位探测器的动态特性进行了分析,结果表明每段检测线圈的感应电压存在一段特定区域,该区域的电压峰值呈线性变化。基于该特性提出了多线圈电感式棒位探测器的分段线圈的棒位解算方法,通过实时采集控制棒运动在不同位置时每段检测线圈当前周期内峰值,再根据棒位解算区域中感应电压峰值与棒位的关系进行棒位解算。最后,通过ANSYS和MATLAB/Simulink软件搭建模型对理论分析和棒位解算方法进行验证,仿真结果表明所提棒位解算方法能够使棒位探测器测量误差检测精度<0.2 mm,满足对控制棒进行高精度棒位检测的需求。

关键词：电感式棒位探测器高精度棒位解算分段线圈控制棒棒位感应电压峰值

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基于动态贝叶斯网络的核能系统可靠性评估方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 109-114页

作者：魏文涛李美福朱大欢钟明君郭永晋杜政瑀蒋孝蔚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 上海交通大学海洋智能装备与系统教育部重点实验室上海200240

针对传统故障树分析法着眼于设计阶段对静态系统进行可靠性分析,无法分析系统运行时的动态时序问题,提出一种基于动态贝叶斯网络(DBN)的可靠性分析方法,该方法以动态故障树为桥梁,由故障树得到DBN模型。研究中选取典型压水堆主给水系统... 详细信息

针对传统故障树分析法着眼于设计阶段对静态系统进行可靠性分析,无法分析系统运行时的动态时序问题,提出一种基于动态贝叶斯网络(DBN)的可靠性分析方法,该方法以动态故障树为桥梁,由故障树得到DBN模型。研究中选取典型压水堆主给水系统,采用DBN的方法,对系统进行可靠性分析、故障诊断、敏感性分析。得到的可靠性数据相比传统分析方法更加接近真实值,为运行决策提供了更加准确的依据,能够提高核电厂的经济性。

关键词：动态贝叶斯网络(DBN) 可靠性分析故障诊断主给水系统

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核电厂安全级DCS手自动切换设计方法研究

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科技视界 2024年第20期14卷 31-34页

作者：梁琨楚军涛曹宇中国核动力研究设计院核反应系统设计技术重点实验室四川成都610213

为提高核电厂运行的可靠性,部分驱动器设置了手动控制和自动控制两种控制方式。在安全级DCS系统内搭建手动、自动控制信号切换硬逻辑,即可实现手动控制装置的手动控制信号和安全级DCS系统的自动控制信号,都能独自完成控制驱动器的目的... 详细信息

为提高核电厂运行的可靠性,部分驱动器设置了手动控制和自动控制两种控制方式。在安全级DCS系统内搭建手动、自动控制信号切换硬逻辑,即可实现手动控制装置的手动控制信号和安全级DCS系统的自动控制信号,都能独自完成控制驱动器的目的。文章针对切换硬逻辑的设计方法,提出了一种新的接线设计方案,在不增加设备设计的误动率和故障率的情况下,提高了安全级DCS设备设计的质量。

关键词：手动控制电气隔离自动控制手自动切换安全级DCS

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国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 232-237页

作者：苏东川张瀛杜娟孙英学傅孝龙李辉邵雪娇郭素娟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 华东理工大学过程设备科学与工程研究室上海200237

为了获得反应堆压力容器(RPV)材料在高温下的蠕变行为,保证RPV在严重事故工况下的完整性,本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试,获得了600~900℃下材料的蠕变性能,并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的... 详细信息

为了获得反应堆压力容器(RPV)材料在高温下的蠕变行为,保证RPV在严重事故工况下的完整性,本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试,获得了600~900℃下材料的蠕变性能,并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的蠕变损伤模型,建立了适用于16MND5钢的蠕变损伤本构模型,给出了材料的蠕变损伤模型参数。结果表明,本文提出的蠕变损伤本构模型的有限元模拟数据与试验数据符合性较好,验证了此蠕变损伤模型的正确性。该方法可用于严重事故情况下RPV的蠕变损伤分析,为RPV的完整性分析提供支持。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 完整性分析高温蠕变蠕变损伤本构模型

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矩形通道边缘堵塞和中心堵塞事故实验研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 66-72页

作者：袁东东邓坚谭思超祝嘉鸿李诚韡乔守旭哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 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

为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律,本文利用粒子图像测速(PIV)技术,针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究,对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现:边缘堵塞的流场结构... 详细信息

为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律,本文利用粒子图像测速(PIV)技术,针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究,对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现:边缘堵塞的流场结构比中心堵塞的流场结构更复杂,边缘堵塞工况会因流道阻塞形成更大的回流区,同时在高雷诺数(Re)下会形成壁面分离涡;边缘堵塞更不利于流体热量的导出,其回流区内漩涡的涡量更小,漩涡流动性更差、运动频率更复杂;同时边缘堵塞和中心堵塞内漩涡结构随Re变化趋势也完全相反。

关键词：粒子图像测速(PIV) 功率谱密度(PSD) 阻塞事故板状燃料元件矩形通道

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基于ARIMA和LSTM组合模型的核电厂主泵状态预测

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核动力工程 2022年第2期43卷 246-253页

作者：朱少民夏虹吕新知卢川张汲宇王志超尹文哲核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 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

为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均(ARIMA)和长短期记忆(LSTM)神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步... 详细信息

为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均(ARIMA)和长短期记忆(LSTM)神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步预测,以根均方误差(RMSE)为指标对预测精度进行评估。结果表明,所建立的ARIMA和LSTM神经网络组合模型能够对主泵的状态进行准确的预测和追踪,并且组合模型的预测精度要优于ARIMA和LSTM单一模型,尤其在多步预测中,组合模型的优势更加明显。

关键词： ARIMA LSTM 组合模型主泵时序预测状态监测

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2D/1D耦合的堆芯实测功率分布快速重构研究

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原子能科学技术 2021年第2期55卷 272-278页

作者：龚禾林李庆刘启伟李向阳卢宗健王金雨谢运利陈长于颖锐彭星杰刘琨郭锐张斌王星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四川成都610041

针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D... 详细信息

针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D实测功率重构,最后得到了全堆3D实测功率分布。该方法计算流程简单,占用内存少。针对华龙一号开展的4个典型例题的数值验证结果表明,该方法具备很高的精度,满足三代核电在线监测系统实测功率重构对精度和速度的要求。

关键词：功率重构耦合系数法二次样条函数拟合法华龙一号 2D/1D

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