检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第S02期42卷 77-81页

作者：刘伟彭诗念江光明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

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不... 详细信息

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不同类型CHF的综合棒束CHF机理模型。采用中国核动力研究设计院(NPIC)的5×5全长棒束CHF实验数据对所建立的综合棒束CHF机理模型进行了验证,结果表明,综合棒束CHF机理模型所有的预测值/测量值(P/M)数据均匀地分布在1附近,最大相对偏差在±22%之内,说明开发的综合棒束CHF机理模型能够实现对棒束通道DNB型和DO型CHF的连续准确预测。

关键词：棒束通道临界热流密度(CHF) 机理模型

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反应堆一回路对核主泵叶轮入流特性的影响

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排灌机械工程学报 2023年第10期41卷 973-980页

作者：黎义斌张帆郭艳磊李冬浩王秀勇王岩杨从新瞿泽晖兰州理工大学能源与动力工程学院甘肃兰州730050 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

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现... 详细信息

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现,由数值模拟得到的扬程和效率误差均在5%以内,验证了数值计算方法的正确性.在反应堆一回路中采用多孔介质模型,通过泵特性曲线与管路特性曲线的动态匹配,使得闭式系统RCP流量与额定工况值相差0.998%,扬程相差3.76%,二者误差较小,从而实现了管路阻力的动静态调节.研究结果表明:入口弯管内流动的周向对称性被破坏,其压力和速度分布呈现不均匀分布,受弯管曲率的影响,在离心力作用下产生二次流动;与均匀入流工况相比,非均匀入流工况下RCP入口处形成了一对回旋方向相反的旋涡,速度和压力的对称分布特性被破坏,且沿周向和径向的轴向速度变化均大于平均速度的80%.因此,本研究建立的数值预测方法可以为研究反应堆一回路对RCP叶轮入流特性的影响提供理论依据.

关键词：核主泵反应堆一回路入口流场非均匀入流数值模拟

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压水堆核电厂燃料棒大破口情形下的辐射源项特征研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 65-69页

作者：景福庭吕焕文朱建平高希龙黄迁明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

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的... 详细信息

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的破损检查结果基本一致。研究表明燃料棒大破口情形下的一回路源项存在以下特征:冷却剂中^(134)I源项的持续上升;典型裂变产物的活度谱与沾污铀的活度谱相近;功率瞬变时没有明显碘峰现象;冷却剂中可以检测出^(239)Np源项。这些规律可用于反应堆的燃料破损分析,有助于及时识别出堆芯出现燃料棒大破口的情形。

关键词：燃料破损燃料释放裂变产物源项

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基于时序深度学习模型的安全壳关键参数快速预测研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 79-84页

作者：冯千懿郭张鹏李仲春张家语赵后剑阮旸晖玉宇华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 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

主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使... 详细信息

主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使用短期数据集训练,采用长短时记忆网络(LSTM)和循环神经网络(RNN)建立单参量与多参量协同的时序深度学习模型;由多参量协同模型预测未经训练的长期数据集。研究表明:在同类事故、不同工况下,基于时序深度学习模型的预测具有适用性;基于训练短期数据来预测长期数据方法可行;使用LSTM的单参量模型或多参量协同模型的预测精度比RNN更高,基于LSTM深度学习模型能够有效、高精度快速预测MSLB事故下PCCS瞬态安全参数响应特性,可为事故安全分析提供快速预测分析。

关键词：主蒸汽管道断裂(MSLB) 时序深度学习模型安全分析

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考虑磁饱和的反应堆控制棒驱动机构混合等效磁网络模型分析

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核动力工程 2023年第S02期44卷 146-152页

作者：杨云徐奇伟赵一舟付国忠唐健凯重庆大学输配电装备及新技术国家重点实验室重庆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

作为核反应堆中调节中子反应速率的执行机构,控制棒驱动机构(CRDM)的安全性和可靠性至关重要。本文提出了一种能快速、准确计算CRDM动态电磁特性的混合等效磁网络(MEMN)模型。该模型将等效磁路(EMC)法与磁阻网格(RN)法相结合,以平衡运... 详细信息

作为核反应堆中调节中子反应速率的执行机构,控制棒驱动机构(CRDM)的安全性和可靠性至关重要。本文提出了一种能快速、准确计算CRDM动态电磁特性的混合等效磁网络(MEMN)模型。该模型将等效磁路(EMC)法与磁阻网格(RN)法相结合,以平衡运算精度和速度之间的关系。引入磁通面积修正因子,以表征气隙磁通的边缘效应对气隙磁阻的影响。采用循环迭代的方法解决了导磁材料的非线性问题。通过本文模型的计算,得到了CRDM在不同工况下的磁密分布、线圈电感。本文模型适用于CRDM的快速优化设计和控制算法的研究。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 磁路饱和等效磁网络模型(EMN) 有限元仿真(FEA)

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TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

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核动力工程 2021年第6期42卷 244-247页

作者：徐青蓝邱志方喻娜周科陈宏霞吴鹏陈果吴广皓袁鹏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

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂... 详细信息

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。

关键词： TRANTH软件稳压器流量试验卸压梯度软件验证

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基于广义微扰理论与CMFD加速的敏感性分析

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核动力工程 2021年第3期42卷 229-233页

作者：吴屈彭星杰于颖锐李庆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

为实现反应堆物理设计程序KYLIN-Ⅱ的核数据广义敏感性分析功能,本研究采用广义微扰理论,依据响应形式构建具有正交定解条件的广义固定源方程,求解广义共轭通量从而计算得到核数据的广义敏感性系数。此外,提出通过采用粗网有限差分算法... 详细信息

为实现反应堆物理设计程序KYLIN-Ⅱ的核数据广义敏感性分析功能,本研究采用广义微扰理论,依据响应形式构建具有正交定解条件的广义固定源方程,求解广义共轭通量从而计算得到核数据的广义敏感性系数。此外,提出通过采用粗网有限差分算法求解广义固定源方程,达到加速求解的目的。研究结果表明,使用的加速算法使得求解效率提高了约4.3倍,且计算得到的核数据敏感性系数与直接扰动法相比基本一致。因此,本研究建立的基于广义微扰理论与粗网有限差分加速算法能够用于核数据广义敏感性分析。

关键词：敏感性分析广义微扰理论粗网有限差分核数据广义固定源方程

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深度次临界刻棒电子学实现方法研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 86-89页

作者：罗庭芳朱宏亮高志宇包超王银丽青先国何正熙孙琦杨振雷袁航单伟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

为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集,研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块,通过堆上试验对关键模块特性进行了测试。结果表明,所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号... 详细信息

为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集,研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块,通过堆上试验对关键模块特性进行了测试。结果表明,所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号,脉冲信号波形宽度稳定,信噪比水平良好;所测得的高压坪特性曲线可以为探测器高压选取提供有效参考;所测得的甄别特性曲线稳定,能有效获取探测器信号中的中子成分。

关键词：深度次临界电子学堆上试验

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百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

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核动力工程 2021年第3期42卷 69-73页

作者：王小吉武铃珺吴清刘丽莉彭欢欢邹志强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

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故... 详细信息

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。

关键词：严重事故卸压阀高压熔堆

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一体化CHF关系式开发系统研制及验证

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核动力工程 2021年第3期42卷 14-17页

作者：刘伟李治刚陆祺杜思佳刘余邓坚胡迎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

针对手动开发临界热流密度(CHF)关系式中环节众多、过程繁琐、数据量大、出错率高、耗时较长等缺点和不足,中国核动力研究设计院(NPIC)进行了一体化CHF关系式开发系统(ICODES)的研制。本文对ICODES的理论基础、系统结构等进行了说明,并... 详细信息

针对手动开发临界热流密度(CHF)关系式中环节众多、过程繁琐、数据量大、出错率高、耗时较长等缺点和不足,中国核动力研究设计院(NPIC)进行了一体化CHF关系式开发系统(ICODES)的研制。本文对ICODES的理论基础、系统结构等进行了说明,并基于自主化燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)形式和NPIC的棒束CHF实验数据对ICODES进行了验证。结果表明,ICODES能够满足燃料组件CHF关系式的开发需求。

关键词：临界热流密度(CHF)关系式开发验证

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