检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2021年第S2期55卷 189-195页

作者：柴晓明马誉高韩文斌谢碧衡刘旻昀余红星黄善仿刘余杨韵佳徐青蓝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 清华大学工程物理系北京100084

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方... 详细信息

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方法。应用核热力耦合方法,对KRUSTY热管堆进行稳态分析。结果表明,正常工况下,堆芯从冷态到热态变化过程中,核热力反应性反馈约为-850 pcm,其中堆芯热膨胀效应约占总反馈的90%。核热力耦合分析表明,热膨胀效应是固态堆芯负反馈与自稳调节的主导效应,但另一方面,显著的热应力将威胁堆芯完整性从而影响反应堆安全。在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能。

关键词：热管冷却反应堆核热力耦合热管模型

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基于机器学习算法的核电用奥氏体不锈钢力学性能预测

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钢铁研究学报 2023年第2期35卷 201-209页

作者：王卓朱虹许斌宋丹戎王留兵张宏亮中南大学轻合金研究院湖南长沙410083 成都材智科技有限公司四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213

由于受到严苛的服役环境和中子辐照的影响,核动力装置用奥氏体不锈钢作为结构材料应用时对力学性能要求较高,因此对于奥氏体不锈钢力学性能的预测很值得关注和研究。将机器学习算法应用于材料信息学并对机器学习的方法和原理作了简要说... 详细信息

由于受到严苛的服役环境和中子辐照的影响,核动力装置用奥氏体不锈钢作为结构材料应用时对力学性能要求较高,因此对于奥氏体不锈钢力学性能的预测很值得关注和研究。将机器学习算法应用于材料信息学并对机器学习的方法和原理作了简要说明,重点介绍了基于奥氏体不锈钢力学性能数据库,以奥氏体不锈钢力学性能预测为应用实例建立了机器学习模型和系统平台,最后通过预测值与真实值的对比验证对模型进行了评估。研究结果表明,构建的相关模型可以对奥氏体不锈钢的抗拉强度和屈服强度进行有效预测,R^(2)均在0.90以上。对现阶段机器学习在性能预测和材料研发领域急需解决的问题进行了探讨,并对其未来的发展方向进行了展望。

关键词：核电站奥氏体不锈钢机器学习性能预测数据库

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基于“分层式服务”的堆芯软件架构技术研究

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电子技术应用 2024年第S1期50卷 44-49页

作者：芦韡邱志勇刘婷李庆安萍祁海峰中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

基于核反应堆堆芯三维中子学软件在不同场景下的研发与应用需求,提出一种基于“分层式服务”的软件架构,对堆芯先进节块法软件CORCA-3D进行分层设计以及应用层与算法层的解耦,基于该架构针对典型仿真计算场景下的软件原型系统进行设计实... 详细信息

基于核反应堆堆芯三维中子学软件在不同场景下的研发与应用需求,提出一种基于“分层式服务”的软件架构,对堆芯先进节块法软件CORCA-3D进行分层设计以及应用层与算法层的解耦,基于该架构针对典型仿真计算场景下的软件原型系统进行设计实现,结合反应堆的实际工况变化进行功能性能测试,验证了软件架构的可行性与良好的扩展性。

关键词：分层式服务软件架构 CORCA-3D

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“华龙一号”核电机组手动保护硬逻辑设计

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自动化仪表 2023年第S1期44卷 28-32,36页

作者：陈世勇张旭胡彦亮胡清仁袁友汶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

手动保护硬逻辑作为应对数字化仪控系统共因故障的一种多样化控制方法,是核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的重要组成部分。根据HAF 102—2019和GB/T 13284.1—2008等标准法规要求,结合“华龙一号”核电机组的特点,创新性地独立设置了... 详细信息

手动保护硬逻辑作为应对数字化仪控系统共因故障的一种多样化控制方法,是核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的重要组成部分。根据HAF 102—2019和GB/T 13284.1—2008等标准法规要求,结合“华龙一号”核电机组的特点,创新性地独立设置了区别于数字化仪控系统的硬逻辑控制系统,以提高安全级DCS的可靠性。采用模拟技术方案完成了电气原理、结构布置、辅助功能、逻辑功能等设计,并通过逻辑仿真验证和系统功能测试,验证了系统功能的正确性。该方案与系统已应用于“华龙一号”福建漳州核电厂1#、2#机组安全级DCS项目,可为其他核电机组的设计提供参考。

关键词：核电华龙一号硬逻辑继电器控制机柜多样性共因故障

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高温高压大流量阀门数字智能化测试平台开发与设计

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阀门 2023年第6期 653-659页

作者：郝承明谭术洋喻巧夏军宝曲自信孙冠宇张皓王艺颉利东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

阀门作为核动力回路系统运行的关键设备,通过调节流量等作用承担系统安全运行功能,因此开发高温高压大流量阀门数字智能化测试平台用于系统仿真至关重要。本文建立系统回路管网数学模型与设备模型,并搭建系统仿真程序用以数字智能化测... 详细信息

阀门作为核动力回路系统运行的关键设备,通过调节流量等作用承担系统安全运行功能,因此开发高温高压大流量阀门数字智能化测试平台用于系统仿真至关重要。本文建立系统回路管网数学模型与设备模型,并搭建系统仿真程序用以数字智能化测试平台的设计开发。通过特定的回路系统构建,完成回路系统阻力、回路氮气稳压体积、回路蒸汽稳压排水量、回路升温升压过程、降温降压过程及流体阻断过程试验工况计算,并得出系统运行参数结果。针对特定系统内阀的调节,系统平台能够正确计算给出仿真结果并满足运行要求,验证了仿真平台的可行性。

关键词：阀门数字智能化测试平台回路系统仿真平台

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基于竖直圆管空气-水两相流实验的相间曳力模型研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1499-1505页

作者：张卢腾黄涛张牧昊祝文何清澈许汪涛孙皖马在勇丁书华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四川成都610041 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现... 详细信息

研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现“核峰型”分布,而界面面积浓度并没有表现出随流速的单调关系。进一步开发了泡状流和弹状流的相间曳力模型,考虑了液相表观流速与管径对气泡尺寸分布的影响,建立了临界韦伯数与不同液相流速的关系。计算得到的空泡份额和界面面积浓度与实验数据整体符合较好,验证了模型的可靠性,为两相流相间阻力特性研究提供参考意义。

关键词：两相流竖直圆管相间曳力空泡份额界面面积浓度

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基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 277-281页

作者：陈宝文邓坚凌煜凡胡宝珑王天石朱恩平王婷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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面... 详细信息

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。

关键词：铅基快堆堵流事故计算流体力学(CFD)

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相变蓄热水箱蓄热性能数值模拟研究

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北京化工大学学报（自然科学版） 2022年第4期49卷 83-90页

作者：田源陈聪卢涛杨洪润罗彦成翔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610041

在封闭静止的蓄热水箱中添加相变材料可以增加水箱热容量、延长水箱升温时间。分别建立了有、无相变单元蓄热水箱的物理模型,利用有限体积分析法对蓄热水箱加热过程进行数值模拟,探讨了封闭水箱加热过程中相变单元的熔化规律和相变单元... 详细信息

在封闭静止的蓄热水箱中添加相变材料可以增加水箱热容量、延长水箱升温时间。分别建立了有、无相变单元蓄热水箱的物理模型,利用有限体积分析法对蓄热水箱加热过程进行数值模拟,探讨了封闭水箱加热过程中相变单元的熔化规律和相变单元对水箱温升的影响规律。研究结果表明相对于纯水蓄热水箱,当蓄热水箱中加入占水箱容积9.05%(体积分数)的相变单元、其平均温升29 K时,蓄热水箱的整体热容量提高了25.58%,加热时间延长了1100 s;蓄热水箱内只在垂直方向上存在热分层,导致含有相变单元的蓄热水箱较高位置处的相变单元先熔化,降低了较高位置处水的温升速率,使得相变蓄热水箱和纯水蓄热水箱的热分层剧烈程度存在差别;以最大温差值作为判断水箱热分层剧烈程度的依据,不同加热功率下相变蓄热水箱的热分层特征变化规律大致相同,但加热功率越大,热分层现象越剧烈。

关键词：相变蓄热水箱延时升温自然对流热分层数值模拟

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核动力系统运行工况预判的深度学习方法研究

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核科学与工程 2023年第4期43卷 944-951页

作者：梁彪黄涛袁鹏刘永超王博谭思超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黑龙江哈尔滨150001 中国核动力设计研究院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610213

为建立核动力系统运行工况的高精度实时判别与运行监测参数的长时间在线预测方法,本研究基于神经网络模型,针对核动力系统运行状态预判开展了两方面工作。首先,基于核动力系统过去15个时间步(步长1 s)的监测参数变化,对运行工况进行实... 详细信息

为建立核动力系统运行工况的高精度实时判别与运行监测参数的长时间在线预测方法,本研究基于神经网络模型,针对核动力系统运行状态预判开展了两方面工作。首先,基于核动力系统过去15个时间步(步长1 s)的监测参数变化,对运行工况进行实时诊断判别,同时,采用搜索算法对判别模型的参数进行优化,提高模型对运行工况的识别精度;之后,对核动力系统的关键运行参数进行超前预测。结果表明:优化后模型的诊断判别准确率稳定在0.99以上;在100个时间步的长时间序列下能够实现对于参数变化趋势的有效预测;对比支持向量机、K-近邻、多层前馈等多种经典的算法可知,改进的循环网络——注意力机制网络联合模型在核动力系统的运行预判方面表现优异。本研究所建立的运行工况预判方法可为保障核动力系统安全运行的辅助判断决策与超实时监测感知提供工程应用参考。

关键词：核动力系统工况判别运行预测神经网络

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基于泄漏率的核设备密封技术研究

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原子能科学技术 2021年第10期55卷 1827-1835页

作者：王东辉傅孝龙曾庆娜臧峰刚刘晓波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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心四川成都610213

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺... 详细信息

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。

关键词：垫片压缩回弹双锥密封结构泄漏率

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