检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第6期41卷 69-74页

作者：钱立波余红星孙玉发邓坚陈伟刘余杜思佳沈丹红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

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO... 详细信息

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料(M3)芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料(FCM)的等效导热系数。

关键词： TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核级阀门阀体壁厚优化设计与验证研究

引用

化工机械 2022年第4期49卷 676-682页

作者：谭鑫谭术洋周宁王磊李毅艾阳苏舒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

为实现高温高压阀门阀体小型化、轻量化的目标,针对目前阀体壁厚设计存在较大安全裕量的问题,在不突破现有规范的前提下,提出基于磅级计算的薄壁圆筒壁厚设计方法,以高温高压Y型电磁阀阀体为研究对象,开展阀体壁厚设计,并通过模拟分析... 详细信息

为实现高温高压阀门阀体小型化、轻量化的目标,针对目前阀体壁厚设计存在较大安全裕量的问题,在不突破现有规范的前提下,提出基于磅级计算的薄壁圆筒壁厚设计方法,以高温高压Y型电磁阀阀体为研究对象,开展阀体壁厚设计,并通过模拟分析和试验验证该方法的可行性。结果表明,与传统方法相比,使用磅级计算的设计方法可使阀体壁厚减薄约15%,且阀体强度满足设计要求。

关键词：核级阀门阀体壁厚高温高压应力分析优化设计试验验证

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

高温热管传热传质数值模型研究综述

引用

核科学与工程 2022年第5期42卷 1093-1113页

作者：田智星刘余王成龙郭凯伦张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 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

高温热管由于工作温度高、传热效率高、安全可靠等优点,具有广阔的应用前景。高温热管内发生的传热传质现象可分为三种基本类型:(1)蒸气区的蒸气流动;(2)吸液芯内工质熔化及液体流动;(3)气-液两相的相互作用。本文针对高温热管运行瞬态... 详细信息

高温热管由于工作温度高、传热效率高、安全可靠等优点,具有广阔的应用前景。高温热管内发生的传热传质现象可分为三种基本类型:(1)蒸气区的蒸气流动;(2)吸液芯内工质熔化及液体流动;(3)气-液两相的相互作用。本文针对高温热管运行瞬态、冷冻启动、传热极限等过程,总结了目前的高温热管数值模型及方法,包括集总参数法、热阻网络模型、一维瞬态模型、二维瞬态模型、吸液芯工质熔化模型、蒸气区稀薄蒸气模型、传热极限模型等,综合评价已有的热管数值模型,指导热管模型的选择和应用。

关键词：高温热管传热传质数值模型

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

引用

核动力工程 2020年第6期41卷 1-7页

作者：余红星武铃珺邓纯锐邓坚卢毅力张航彭欢欢王小吉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

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化... 详细信息

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号(HPR1000)的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。

关键词：概率安全评价(PSA) 核能安全堆芯损伤频率(CDF) 大量放射性释放频率(LRF) 放射性风险

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发

引用

原子能科学技术 2021年第8期55卷 1420-1428页

作者：牛钰航芦韡贺亚男邓超群向烽瑞巫英伟苏光辉秋穗正田文喜于洋卢忝余西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 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

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,... 详细信息

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,将程序计算值与实验值进行了数值验证和计算分析。结果表明:ZEBRA中五方程模型预测值与实验值符合良好,沸腾起始点和空泡份额的预测合理,表明ZEBRA初步具备了处理两相流问题的能力。

关键词： MOOSE 五方程两相流流动换热

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

数字反应堆发展与挑战

引用

核动力工程 2020年第4期41卷 1-7页

作者：余红星李文杰柴晓明李松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

数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程,并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素:目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技... 详细信息

数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程,并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素:目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技术挑战,如多学科和多尺度计算的时空协调问题、设计优化的复杂性、缺乏数据库等,但数字反应堆仍能更好地分析限制反应堆性能或影响反应堆安全的关键问题,以及从机理上解释那些无法通过试验观察或测量的现象。

关键词：核反应堆模拟多物理

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

堵塞条件下紧密栅湍流交混特性研究

引用

原子能科学技术 2021年第5期55卷 829-839页

作者：郝思佳乔守旭祁沛垚钟文义谭思超王啸宇哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨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四川成都610213

开展堵塞工况下紧密栅内流体子通道间隙湍流交混研究,对事故工况下燃料组件热工水力行为的预测具有重要意义。本文采用CFD方法对紧密栅内堵塞工况的流体流动现象进行了模拟,模拟结果与相关文献结果吻合较好。进一步对比分析了不同堵塞... 详细信息

开展堵塞工况下紧密栅内流体子通道间隙湍流交混研究,对事故工况下燃料组件热工水力行为的预测具有重要意义。本文采用CFD方法对紧密栅内堵塞工况的流体流动现象进行了模拟,模拟结果与相关文献结果吻合较好。进一步对比分析了不同堵塞工况下,堵塞段及堵塞下游的速度场、涡结构以及湍流交混系数分布。所得不同堵塞工况下的横向与轴向湍流交混系数变化规律,可为子通道分析程序的参数设置提供参考。

关键词：紧密栅堵塞湍流交混 CFD模拟

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

空间离散对弥散颗粒燃料燃耗计算的影响

引用

原子能科学技术 2021年第5期55卷 856-864页

作者：娄磊张云飞李满仓张乾李颂梁越超赵强张志俭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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

单栅元燃耗计算是全堆芯燃耗计算的基础,栅元空间离散对燃耗计算的结果有显著影响。弥散颗粒燃料由于双重非均匀性的存在,空间离散的情况更为复杂。本文基于ALPHA组件程序,分析了颗粒在平源区上归类的宏观离散方案与颗粒内部细分燃耗区... 详细信息

单栅元燃耗计算是全堆芯燃耗计算的基础,栅元空间离散对燃耗计算的结果有显著影响。弥散颗粒燃料由于双重非均匀性的存在,空间离散的情况更为复杂。本文基于ALPHA组件程序,分析了颗粒在平源区上归类的宏观离散方案与颗粒内部细分燃耗区的微观离散方案对弥散颗粒燃料燃耗计算的影响。算例包括无毒物的UC颗粒单栅元,含Gd_(2)O_(3)层的QUADRISO颗粒单栅元和含UC颗粒与Gd_(2)O_(3)毒物颗粒的双颗粒单栅元。数值结果表明,无毒物栅元宏观需分3圈以上,含Gd_(2)O_(3)栅元宏观需分5圈以上;无毒物算例微观不需要分圈,含Gd_(2)O_(3)层的QUADRISO颗粒需在微观燃料区细分2圈,双颗粒问题的Gd_(2)O_(3)毒物颗粒微观需分12~15圈。

关键词：双重非均匀性燃耗计算弥散颗粒燃料空间离散

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

引用

核动力工程 2021年第1期42卷 198-203页

作者：曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军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 华中科技大学能源与动力工程学院武汉430074

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不... 详细信息

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

关键词：失水事故试验不确定性分析方法 GRS方法 RELAP5 现象识别

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

高精度相关变量随机数序列产生方法

引用

原子能科学技术 2021年第9期55卷 1663-1669页

作者：马续波李耀舟吴屈彭星杰黄自锋朱润泽张斌华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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四川成都610213

当对反应堆物理计算结果进行不确定性分析时,需产生多维相关变量随机数序列。为产生高质量的相关变量随机数序列以减少样本数量,本文首先从理论上分析给出了之前的多维相关变量随机数序列的协方差矩阵与真实的协方差矩阵有差别的原因,... 详细信息

当对反应堆物理计算结果进行不确定性分析时,需产生多维相关变量随机数序列。为产生高质量的相关变量随机数序列以减少样本数量,本文首先从理论上分析给出了之前的多维相关变量随机数序列的协方差矩阵与真实的协方差矩阵有差别的原因,据此提出了解决方法,并采用数值计算对解决方法进行了验证。验证结果表明,对于3个变量的抽样序列,高精度相关变量抽样方法采用20个样本便得到与原相关系数矩阵一致的矩阵,抽样样本数量较之前的方法减少了5个量级;而对于33群的238 U辐射俘获反应道,即使抽样样本数为34,最大相对误差亦仅0.061%,由此证明了方法的有效性。最后,利用不同方法对铅基快堆LFR进行了分析,传统正态分布抽样样本总数较高精度相关变量抽样方法的样本总数高1倍,其最大相对误差为12.5%,而高精度相关变量抽样方法的最大相对误差仅1.7%,计算精度有明显提高。结果表明该方法具有工程应用前景。

关键词：高精度相关变量随机数序列协方差蒙特卡罗方法反应堆物理计算不确定性

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：