检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2023年第S01期57卷 119-128页

作者：熊夫睿张文正刘帅袁志豪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

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载... 详细信息

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。

关键词：反应堆系统水下爆炸载荷环境陆地冲击试验载荷匹配

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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

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原子能科学技术 2023年第1期57卷 185-191页

作者：姜露张丽屏傅孝龙孙英学刘文进杨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四川成都610213

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 详细信息

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。

关键词：压力容器主密封瞬态条件主螺栓应力密封分离量累积塑性变形

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基于机器学习的核电仪控系统关键芯片温度预测

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西南交通大学学报 2024年

作者：汪凡雨王东伟邓强赵阳严浩陈起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

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进... 详细信息

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进而基于有限元模型模拟不同工况下的芯片SST值并生成样本集，采用四种不同的机器学习算法对不同工况下的CPU和FPGA的SST进行预测。研究结果表明，在环境温度为20℃时，CPU和FPGA的SST分别为37.5℃和33.5℃；而当环境温度为55℃时，CPU和FPGA的SST上升至为72℃和68℃。有限元分析结果能够很好地模拟试验现象，计算所得芯片SST同试验结果吻合较好。利用有限元模型计算得到100组工况下CPU和FPGA的SST值，采用M-SVR、XGBoost、ANN以及BRR四种算法，对不同工况下CPU和FPGA的SST进行学习预测。结果表明，四种算法模型均能够对芯片SST进行预测，其中ANN算法在测试集上的预测性能最佳，其MSE值小于0.15%，R2大于0.99，泛化能力最强。相比之下，其他三种模型对于高SST的样本预测虽然表现出较好的预测性能，但是对于低SST样本的预测误差较大，尤其是XGBoost模型，其预测误差高达3.65℃。本研究为核安全级控制系统的芯片SST预测提供了一种新方法，为提高核级仪控系统的可靠性提供理论基础。

关键词：核安全级仪控系统热学特性芯片温度有限元分析机器学习

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基于群堆管理的压水堆核电厂首循环装载研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 268-271页

作者：廖鸿宽胡钰莹于颖锐王丹段永强李天涯何彩云成都核总核动力研究设计工程有限公司成都610213 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 中国核动力研究设计院成都610213

堆芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的设计内容之一,而传统的首循环装载方案由于采用全堆全新燃料组件的方式,不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用,燃料经济性与堆芯经济性均欠佳,亟需开展燃料经济性更优... 详细信息

堆芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的设计内容之一,而传统的首循环装载方案由于采用全堆全新燃料组件的方式,不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用,燃料经济性与堆芯经济性均欠佳,亟需开展燃料经济性更优,燃料组件使用更为合理的首循环装载设计方法研究。本文提出了基于群堆管理的压水堆核电厂首循环装载设计方法,通过多机组燃料组件的共享使用,将多个机组的首循环进行群堆设计,提高首循环使用的新燃料组件富集度,实现循环长度需求,在保证各机组循环长度的基础上减少新燃料组件数目,可显著提高燃料利用率和首循环卸料组件燃耗,实现了机组经济性的显著提升,以华龙一号堆芯开展验证,结果表明,群堆管理模式下,在循环长度相当的情况下可实现双机组减少41组新燃料组件,堆芯各项参数满足设计限值要求,可为后续机组首循环装载设计提升核能经济性和竞争力提供参考。

关键词：群堆管理首循环装载燃料利用率

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考虑热膨胀效应的燃料棒热力耦合模型及动力学稳定性研究

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动力学与控制学报 2024年第11期22卷 28-37页

作者：李朋洲张宇乔红威徐建军张晓玲中国核动力研究设计院成都610213 中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都610213

高温气体反应堆燃料棒面临较大的轴向温度梯度,芯块传热一方面会改变燃料棒材料属性,另一方面气体在热源影响下具有显著的热膨胀性,导致燃料棒的流固耦合机制更为复杂.为探究在高温、高速轴向流气体激励下燃料棒的动力学稳定性,求解了... 详细信息

高温气体反应堆燃料棒面临较大的轴向温度梯度,芯块传热一方面会改变燃料棒材料属性,另一方面气体在热源影响下具有显著的热膨胀性,导致燃料棒的流固耦合机制更为复杂.为探究在高温、高速轴向流气体激励下燃料棒的动力学稳定性,求解了燃料棒包壳的空间温度分布,推导了燃料棒热力耦合控制方程.由系统Jacobi矩阵特征值分布明确了燃料棒的失稳边界,获取了最大热源线功率密度、入口温度和热膨胀性等对燃料棒第一临界失稳质量流量的影响规律.结果表明,当不考虑气体热膨胀性时,最大热源线功率密度几乎不影响燃料棒第一临界失稳质量流量,且入口温度越高,第一临界失稳质量流量越低;当考虑气体可热膨胀性时,最大热源线功率密度和入口温度均与第一临界质量流量呈负相关.不考虑气体热膨胀效应将高估燃料棒第一临界质量流量,使结果不保守.

关键词：高温气体反应堆燃料棒动力学稳定性热力耦合气体热膨胀

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十字扭转形燃料组件单相及两相压降特性实验研究

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原子能科学技术 2024年第12期58卷 2497-2504页

作者：张琦王浩煜周毅黄永忠郑乐乐李晨曦肖瑶顾汉洋中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室四川成都610213 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为建立十字扭转形燃料组件单相及两相流动条件下的压降预测模型,以对十字扭转形燃料组件的热工水力分析提供模型基础,搭建空气-水实验回路系统对十字扭转形燃料组件的压降特性展开研究。获得了不同条件下的单相阻力系数及两相摩擦乘子分... 详细信息

为建立十字扭转形燃料组件单相及两相流动条件下的压降预测模型,以对十字扭转形燃料组件的热工水力分析提供模型基础,搭建空气-水实验回路系统对十字扭转形燃料组件的压降特性展开研究。获得了不同条件下的单相阻力系数及两相摩擦乘子分布,分析了经典压降预测模型对十字扭转形燃料组件的适用性。研究结果表明,十字扭转形燃料组件转捩区的单相阻力系数分布曲线较为平滑,无明显拐点。十字扭转形燃料组件的两相摩擦乘子高于圆管和光棒组件的两相摩擦乘子,并且随液相质量流速的增加而减小。提出十字扭转形燃料组件单相阻力系数和两相摩擦乘子的预测模型,新模型的预测偏差在6.4%以内。因此,本研究建立的数学预测方法能够用于十字扭转形燃料组件单相及两相流动条件下的压降预测。

关键词：十字扭转形燃料组件沿程压降阻力系数两相摩擦乘子

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基于vPower的核热推进系统自动控制方法

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核动力工程 2024年第4期45卷 255-261页

作者：马心怡韩文斌邓坚黄善仿齐志超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京100084

核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPowe... 详细信息

核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPower仿真支撑平台对典型核热推进系统进行自动控制仿真。通过确定控制策略,选用比例微分积分(PID)作为主要控制方法,并添加反应性反馈模块完善系统仿真模型,进而设计添加仿真控制系统。结果表明,本文所设计的控制系统能够实现自动启停堆过程,以及针对外部目标需求进行功率、比冲和推力的自动控制调节。

关键词：核热推进自动控制 vPower 系统仿真

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压水堆棒束多通道流场稀疏数据深度学习求解技术研究

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核动力工程 2025年第2期46卷 81-89页

作者：钱浩陈广亮刘东于洋姜宏伟殷新立杨玉诚哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨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

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于... 详细信息

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于深度学习的稀疏数据求解方法,通过设计不匹配性自适应调节方案,在控制方程中引入自适应调节因子,动态修正理想模型,克服因数据与方程不一致所引发的收敛障碍及精度不足等问题。在此技术基础上,进一步探讨了在小样本数据条件下的流场求解策略,设计了均匀配点、基于速度梯度配点、混合配点策略,旨在通过优化样本点的空间分布,提升流场求解的整体精度。研究结果表明,在3种策略中,均匀配点策略能够更全面地覆盖流场的整体特性,表现出最佳的优化效果,达到决定系数(R^(2))大于0.95、均方误差(MSE)在10^(-4)至10^(-3)量级的精度;且在仅采用60个小样本数据配点下(占原始数据点的7.8%)。本文所提出的方法也能有效实现高精度流场求解,为稀疏数据条件下求解压水堆堆芯棒束多通道流场提供了一种高效且适用的技术方案。

关键词：物理信息神经网络(PINNs) 调节因子稀疏数据压水堆棒束多通道深度学习

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双层隔振系统的隔振器刚度适配研究

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噪声与振动控制 2025年第1期45卷 276-280,298页

作者：江小州刘帅黄旋张文正王碧浩袁志豪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

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角... 详细信息

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角度出发,对两层隔振器的刚度进行适配,研究结果表明:在刚度适配时,可能出现振动传递过程中振动放大的情况;当刚度比相同时,在刚度值较小的工况下传递到底座上的振动加速度级比刚度值较大的工况小,同时其整体隔振效果也更好;在所计算的工况中,最优刚度适配工况下的整体隔振效果比最差刚度适配工况提高9.8 dB,传递到底座的振动加速度级降低12.3 d B,辐射声功率级总值降低12.8 dB。

关键词：振动与波双层隔振系统刚度比隔振器刚度适配整体隔振效果声功率级

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超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

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原子能科学技术 2023年第9期57卷 1699-1705页

作者：刘旻昀崔容益赵星宇韩文斌黄善仿黄彦平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 清华大学工程物理系北京100084 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

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并... 详细信息

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

关键词：超临界二氧化碳反应堆冷却剂丧失事故空泡反应性气冷快堆

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