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核动力工程 2021年第5期42卷 51-56页

作者：赵鹏程刘紫静李捷于涛南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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 南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001

始发事件是铅基反应堆确定论安全分析和概率安全评价的起点和基础,对反应堆优化设计和安全运行具有重要指导作用。本文基于小型自然循环铅基快堆SNCLFR-100当前的设计方案,参考其他先进快堆始发事件选取经验,以广义“堆芯熔化”作为顶... 详细信息

始发事件是铅基反应堆确定论安全分析和概率安全评价的起点和基础,对反应堆优化设计和安全运行具有重要指导作用。本文基于小型自然循环铅基快堆SNCLFR-100当前的设计方案,参考其他先进快堆始发事件选取经验,以广义“堆芯熔化”作为顶层目标事件,采用主逻辑图(MLD)方法推导其内部始发事件,最后得到一组较完整的内部始发事件清单。本文研究可为自然循环铅基快堆安全分析工作的开展提供理论依据。

关键词：自然循环铅基快堆确定论安全分析概率安全评价内部始发事件主逻辑图法

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实现“双碳”目标,核能不可或缺

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中国机关后勤 2022年第1期 72-74页

作者：唐传宝柴晓明中国核动力研究设计院中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室

核能作为重要清洁能源之一,对保证能源的稳定供给、增加未来能源系统的灵活性和高效性,是不可或缺的地球变暖、气候异常成为人类共同关注的热点。联合国于1992年6月在巴西首次召开地球首脑会议,商讨制定控制气候变化的《联合国气候变化... 详细信息

核能作为重要清洁能源之一,对保证能源的稳定供给、增加未来能源系统的灵活性和高效性,是不可或缺的地球变暖、气候异常成为人类共同关注的热点。联合国于1992年6月在巴西首次召开地球首脑会议,商讨制定控制气候变化的《联合国气候变化框架公约》,1997年2月、2016年4月又先后签订了《京都议定书》和《巴黎协定》。

关键词：《联合国气候变化框架公约》地球变暖首脑会议气候异常《京都议定书》《巴黎协定》核能清洁能源

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CF2燃料组件主要堆内辐照性能

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强激光与粒子束 2020年第10期32卷 157-161页

作者：李云李华张林蒲曾坪焦拥军张坤黄春兰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

结合辐照考验方案,评价了CF2先导燃料组件的机械性能及燃料棒的热力性能,结果表明各项性能均满足准则要求。结合辐照后池边检查结果,对CF2燃料组件的主要堆内辐照性能进行了研究,包括燃料组件及燃料棒生长和弯曲、定位格架生长等各项燃... 详细信息

结合辐照考验方案,评价了CF2先导燃料组件的机械性能及燃料棒的热力性能,结果表明各项性能均满足准则要求。结合辐照后池边检查结果,对CF2燃料组件的主要堆内辐照性能进行了研究,包括燃料组件及燃料棒生长和弯曲、定位格架生长等各项燃耗相关性能。结果表明,在燃耗达到44500 MWd/tU的情况下CF2燃料组件主要辐照性能均达到了预期水平,满足反应堆的使用要求。CF2燃料组件后续可批量应用于华龙一号。

关键词： CF2 燃料组件评价辐照性能

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反应堆压力容器焊接残余应力试验及数值模拟研究

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金属功能材料 2022年第1期29卷 57-62页

作者：付强闵远胜李美福中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

为实现紧凑型布置,反应堆压力容器(以下简称RPV)内设计了多个环形件的结构形式。此类结构形式首次出现在RPV设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构型式,造成内环形件与RPV内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的特点,并且此类结构... 详细信息

为实现紧凑型布置,反应堆压力容器(以下简称RPV)内设计了多个环形件的结构形式。此类结构形式首次出现在RPV设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构型式,造成内环形件与RPV内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的特点,并且此类结构长期服役在高温、高压、强辐照,承受高的动载环境下,对结构的性能要求更高。因此,有必要对RPV内环形件与容器内壁的大厚度焊接结构的焊接残余应力进行仔细研究和分析。采用试验和数值模拟相结合的方法,对RPV内环形件和容器内壁焊接接头焊接残余应力分布特征及其影响因素进行了研究,研究结果表明:消除应力热处理可有效降低低合金钢焊接接头残余应力;中间热处理对接头焊接残余应力幅值及分布趋势基本无影响。

关键词：反应堆压力容器焊接残余应力试验数值模拟

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过冷沸腾自然对流两相CFD模拟及应用

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原子能科学技术 2020年第1期54卷 59-65页

作者：李松蔚 Riccardo PURAGLIESI 杨帆余红星沈才芬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 Paul Scherrer Institute Villigen 5232Switzerland

采用计算流体力学(CFD)方法,开展过冷沸腾自然对流两相模拟与应用研究。对侧壁加热圆柱水箱过冷沸腾自然对流实验采用两相CFD瞬态模拟,模拟时间为1 500 s,通过模型设置与模拟方法研究,再现了过冷沸腾发生后实验的温度阶跃,得到与实验较... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法,开展过冷沸腾自然对流两相模拟与应用研究。对侧壁加热圆柱水箱过冷沸腾自然对流实验采用两相CFD瞬态模拟,模拟时间为1 500 s,通过模型设置与模拟方法研究,再现了过冷沸腾发生后实验的温度阶跃,得到与实验较一致的温度分布、气泡产生时间与产生位置,确保了数值计算的合理性与准确性。在此基础上,对以欧洲ESBWR(经济简化沸水堆)非能动安全壳冷却系统(PCCS)为原型的ISP-42实验进行了两相CFD模拟,获得与实验一致的温度分布,确定采用两相CFD数值模拟对非能动安全壳冷却系统及非能动余热排出系统进行应用研究可行,为下一步计算传热系数、构建自然对流传热模型建立了良好基础。该项研究对工程应用中探寻非能动安全壳冷却系统及非能动余热排出系统的两相自然循环传热特性具有较大价值。

关键词：两相CFD 过冷沸腾自然对流非能动安全壳冷却系统

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ARM计算环境下堆芯程序的移植

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计算机工程与科学 2021年第4期43卷 681-688页

作者：明平洲李治刚刘婷芦韡刘东曾辉余红星中国核动力研究设计院四川成都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四川成都610213

为了论证国产芯片在堆芯数值计算领域的可行性,对多个堆芯程序在飞腾处理器的ARM通用计算环境中进行了移植,涉及堆芯燃料管理软件的扩散原型程序NACK-R、子通道分析程序CORTH、特征线输运程序OpenMOC和堆芯组件程序KYLIN2。移植过程在AR... 详细信息

为了论证国产芯片在堆芯数值计算领域的可行性,对多个堆芯程序在飞腾处理器的ARM通用计算环境中进行了移植,涉及堆芯燃料管理软件的扩散原型程序NACK-R、子通道分析程序CORTH、特征线输运程序OpenMOC和堆芯组件程序KYLIN2。移植过程在ARM计算环境中通过合理的程序代码修订,去除对商业函数库的依赖,且在移植过程中对KYLIN2的特征线循环扫描计算过程引入OpenMP多线程并行,论证单结点多个飞腾处理器核心的并行能力。参照对象Intel商用处理器的频率约为飞腾处理器频率的2倍,堆芯程序移植后的串行运行效率与在Intel计算环境中的串行运行效率差异保持在3~4倍,受限于所使用飞腾处理器型号的缓存大小,部分数据量较大例题的性能差异可能更大。KYLIN2完成多线程并行后计算效率接近在Intel处理器上的串行效率,证明单结点多个飞腾处理器核心能够替换部分堆芯数值计算既有的应用场景。移植结果也表明,混合不同处理器的异构设计,能够在计算资源紧张的情况下充分利用国产硬件,提升计算环境的整体利用效率。

关键词：堆芯计算节块法子通道特征线方法 ARM64 程序移植 OpenMP

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时效强化高镍Inconel-718合金低周疲劳性能及寿命预测

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金属热处理 2021年第7期46卷 1-6页

作者：屈华鹏王留兵王东辉吴冰洁冯翰秋陈海涛许斌宋丹戎郎宇平钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081 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610200

研究了核反应堆弹簧材料用时效强化0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)合金材料在350℃高温下的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟模型对加载应变水平和低周疲劳寿命之间关系进行了拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h空... 详细信息

研究了核反应堆弹簧材料用时效强化0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)合金材料在350℃高温下的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟模型对加载应变水平和低周疲劳寿命之间关系进行了拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h空冷+720℃×8 h炉冷+620℃×8 h空冷热处理后,Inconel-718合金在350℃具有优异的低周疲劳性能。根据郑修麟关系式计算结果,其临界应变疲劳极限约为0.37%,在低于此应变水平条件下,其低周疲劳寿命高于10~7循环。Manson-Coffin模型由于不包含临界应变疲劳极限参数ε_0,导致其对较低应变水平的疲劳寿命预测精度较低。

关键词：时效强化高镍Inconel-718合金低周疲劳疲劳寿命预测

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液态LBE介质轴流泵压力脉动特性数值研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 202-207页

作者：王岩余红星郭艳磊严明宇隋海明张玉龙任云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 兰州理工大学兰州730050

基于雷诺时均N-S方程和重整化群(RNG)k-ε湍流模型,研究分析了轴流泵在常温清水和液态铅-铋合金(LBE)介质下的水力性能和压力脉动特性及其分布规律。结果表明:按照常温清水介质水力设计方法及相关经验系数完成的轴流泵的水力设计方案,在... 详细信息

基于雷诺时均N-S方程和重整化群(RNG)k-ε湍流模型,研究分析了轴流泵在常温清水和液态铅-铋合金(LBE)介质下的水力性能和压力脉动特性及其分布规律。结果表明:按照常温清水介质水力设计方法及相关经验系数完成的轴流泵的水力设计方案,在LBE介质条件下,泵扬程和效率相对有所提高,随着流量增大,扬程明显增加;泵内边界层脱流现象明显减弱;泵叶轮进口监测点的压力系数脉动主频为81 Hz,与叶片转频相等,在2倍以及3倍叶频处出现次频谐波;介质粘性的差异不影响叶轮进口处的压力脉动系数幅值,介质密度即惯性力与泵叶轮进口压力脉动幅值呈线性正相关。

关键词：铅-铋合金介质(LBE) 物性参数轴流泵水力性能压力脉动

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基于CFD方法的阀门传热仿真分析

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阀门 2024年第5期 616-619页

作者：曹思民陈志辉王保平杨灵均侯丽强金远张峰李颀铭赵亮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 沈阳农业大学辽宁沈阳110000 中国船舶渤海造船厂辽宁大连125000

某核电厂蒸汽隔离阀长期处于蒸汽环境下,伴随高温、高湿状态,可能会导致阀门内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。考虑到阀门内部温度场不能有效的通过实验方法进行测量,且数值计算(CFD)能通过精细化的后处理,将数值求解结果形象直... 详细信息

某核电厂蒸汽隔离阀长期处于蒸汽环境下,伴随高温、高湿状态,可能会导致阀门内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。考虑到阀门内部温度场不能有效的通过实验方法进行测量,且数值计算(CFD)能通过精细化的后处理,将数值求解结果形象直观地表示出来,以便于理解,因此本次对于阀门内部温度分布及散热优化问题的分析,采用CFD方法开展。结合本次阀门内部流场分布及温度场分布的实际情况,本次热工流体数值模拟采用非结构化网格开展数值模拟计算。通过本次计算分析蒸汽隔离阀的传热情况,判断阀门在高温流体下电机的可用性。经数值模拟仿真分析,结果显示配有散热翅片的闸阀有效地降低了闸阀阀体上端的温度,阀门在常开状态下,虽处于高温蒸汽中,也能保证电装的可用性。

关键词： CFD 蒸汽隔离阀 k-ω模型非结构化网格 FLUENT

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多孔介质通道内两相流动特性数值研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 59-63页

作者：李华张友佳李云秋穗正张林黄春兰彭园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中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 西安交通大学核科学与技术系西安710049

针对球床式水冷堆堆芯单根燃料组件,采用FLUENT软件中的多孔介质模型对燃料组件内冷却剂的热工水力特性进行了数值计算。分析了组件内冷却剂从单相水到过热蒸汽的变化过程,并对不同工况下的计算结果进行了分析。计算得到了多种稳态运行... 详细信息

针对球床式水冷堆堆芯单根燃料组件,采用FLUENT软件中的多孔介质模型对燃料组件内冷却剂的热工水力特性进行了数值计算。分析了组件内冷却剂从单相水到过热蒸汽的变化过程,并对不同工况下的计算结果进行了分析。计算得到了多种稳态运行模式下组件内空泡份额、压力、汽相温度、汽相流速等参数的变化规律以及系统参数对热工特性的影响。结果表明,由于多孔介质的存在,组件内的阻力比轻水反应堆更大,堆芯压降也相应增大。正常工况下,堆芯冷却剂温升较大,冷却剂跨越液相区、相变区以及单相蒸汽区,各区流动换热特性差异大。当运行模式发生改变时,与轻水反应堆相比,球床式水冷堆堆芯的流动换热参数值变化更大,但无论是稳态工况还是瞬变工况下的冷却剂温度均满足安全准则。

关键词：多孔介质球床式水冷堆两相流动数值计算

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