检索结果-内蒙古大学图书馆

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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高温碱金属钾热管传热性能的数值分析

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原子能科学技术 2025年第3期59卷 566-572页

作者：王恩培胡政豪李磊郭斯茂陈广亮于洋哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 上海交通大学核科学与工程学院上海200240 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900 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

热管冷却反应堆凭借其紧凑、固有安全性好等特点受到广泛关注,高温热管作为热管冷却反应堆的关键组件,掌握热管在不同参数下的传热性能具有工程意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法构建高温碱金属钾热管传热性能模型,深入研究不同参数... 详细信息

热管冷却反应堆凭借其紧凑、固有安全性好等特点受到广泛关注,高温热管作为热管冷却反应堆的关键组件,掌握热管在不同参数下的传热性能具有工程意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法构建高温碱金属钾热管传热性能模型,深入研究不同参数对热管传热性能的影响,并与相关实验验证其准确性。数值结果表明:随着倾角的增加,蒸发段壁面温度增加,等效热阻减小,但变化不明显;随着管内充液量的增加,等效热阻不断减小,在高充液量下等效热阻在临界倾角处突增,该角度对传热性能有较大影响。本文得出的结果对高温碱金属钾热管传热特性分析及优化热管设计具有重要意义。

关键词：数值研究高温热管传热性能充液量

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一回路注锌对腐蚀产物的影响分析

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原子能科学技术 2021年第11期55卷 2107-2112页

作者：田超夏明明黄博琛景福庭肖锋吕焕文高希龙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

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的... 详细信息

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的影响。理论计算表明:注锌能明显降低基体金属中镍和钴的溶解;随着运行时间的增加,注锌对一回路冷却剂中的58 Co和60 Co呈现出抑制作用;注锌实验结果与理论计算分析的比值在0.5~2.0范围内,符合情况良好。本研究能为核电厂合理地采取注锌技术提供理论支撑。

关键词：注锌技术源项腐蚀产物

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液态铅铋合金绕丝燃料组件共轭传热数值模拟

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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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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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Mode-C运行与控制模式设计技术研究

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原子能科学技术 2021年第1期55卷 121-127页

作者：刘同先李庆王晨琳李天涯肖鹏蒋朱敏刘晓黎甯忠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

本文基于运行与控制模式设计,结合核电厂的运行需求,针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点,首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计... 详细信息

本文基于运行与控制模式设计,结合核电厂的运行需求,针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点,首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计、核电厂运行范围设计等设计步骤,研究Mode-C运行与控制模式的设计技术。结果表明:采用Mode-C模式的压水堆核电厂能根据负荷变化需求选择执行单变量自动控制模式或双变量自动控制模式,实现了设定的控制策略,Mode-C运行与控制模式的设计技术在反应堆物理专业方面是可行的。

关键词：压水堆运行与控制模式 Mode-C 负荷跟踪

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中子能谱测量中的解谱技术研究进展

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辐射防护 2022年第4期42卷 265-279页

作者：黄迁明刘斌陆婷王波唐松乾吕焕文应栋川翟梓安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

中子能谱解谱技术为中子能谱测量系统必要的组成部分,近几十年来国内外开展了大量研究。本文首先介绍了中子能谱常规解谱流程,包括解谱模型、响应函数、解谱误差等内容;接着详细介绍了国内外中子能谱测量技术研究现状以及中子能谱解谱... 详细信息

中子能谱解谱技术为中子能谱测量系统必要的组成部分,近几十年来国内外开展了大量研究。本文首先介绍了中子能谱常规解谱流程,包括解谱模型、响应函数、解谱误差等内容;接着详细介绍了国内外中子能谱测量技术研究现状以及中子能谱解谱算法研究现状,包括比较成熟的最小二乘算法、最大熵算法等,也有新兴的神经网络算法、遗传算法等,总结了不同解谱算法的特点;接着介绍了根据不同解谱算法发展的解谱程序,对比了不同解谱算法及程序的优缺点,基于最小二乘算法开发的SAND系列程序和基于最大熵算法开发的MAXED程序是解谱功能强大、使用最广泛的程序;最后梳理了中子能谱解谱方法的发展脉络,总结了国内和国外研究的区别,未来开发包含多种解谱方法的综合性解谱程序具备较强的应用需求。

关键词：中子能谱测量中子能谱解谱方法广义最小二乘算法最大熵算法蒙特卡罗算法压缩感知理论

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基于格林函数方法的核部件疲劳分析方法研究

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原子能科学技术 2021年第2期55卷 305-314页

作者：谢海邵雪娇张毅雄卢喜丰艾红雷白晓明高世卿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

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换(FFT)的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修... 详细信息

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换(FFT)的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修正因子计算。结合核电站典型部件模型对开发的程序和算法与ANSYS结果进行了对比验证,对比结果很好地证明了算法和程序的正确性。

关键词：格林函数法热应力快速傅里叶变换雨流计数法疲劳环境疲劳修正因子

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华龙一号包络功率形状验证方法研究

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原子能科学技术 2021年第1期55卷 128-134页

作者：刘同先李天涯肖鹏廖鸿宽于颖锐周金满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

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中... 详细信息

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。

关键词：包络功率形状堆芯功率能力验证方法

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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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