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原子能科学技术 2019年第10期53卷 1930-1940页

作者：陆道纲张钰浩李向宾周世梁曹琼隋丹婷王汉华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 详细信息

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。

关键词：内置换料水箱非能动余热排出热交换器第1~3级自动降压系统传热特性综述

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基于“一维系统+三维CFD”耦合方法的快堆非能动余热排出系统自然循环特性的数值模拟

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原子能科学技术 2024年第9期58卷 1833-1843页

作者：陆道纲宋海洁郭劲松赵海琦张钰浩隋丹婷华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及... 详细信息

池式快堆采用了新型非能动堆内直接余热排出(DRACS)方式,提升了快堆的安全性。目前针对池式快堆自然循环开展的数值模拟研究中,系统程序难以准确预测池内复杂自然循环路径,难以准确模拟池内三维热工水力现象,如果采用三维CFD计算建模及网格划分难度较高,且所需计算资源较大。为此本文开发了“一维系统+三维CFD”耦合方法,用于快堆非能动余热排出系统自然循环特性计算分析。利用日本大型钠回路实验台架(PLANDTL)DRACS自然循环模式对该耦合方法进行验证,稳态工况关键位置参数相对误差小于3%,瞬态工况关键位置参数与实验值变化趋势吻合较好,相对误差小于10%,验证了该耦合方法的适用性和准确性。利用该耦合方法,开展了中国实验快堆(CEFR)自然循环及余热排出特性计算分析,识别了池内自然循环流动路径,揭示了池内温度分层以及盒间流现象。本文方法可为大型钠冷快堆自然循环三维瞬态特性分析提供重要数值方法。

关键词： “一维系统+三维CFD”耦合方法快堆非能动余热排出自然循环堆内直接余热排出系统

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快堆燃料组件少棒替代方法研究

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原子能科学技术 2018年第5期52卷 926-930页

作者：王嘉瑞陆道纲钟达文王雨华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不... 详细信息

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不改变组件外部结构与试验环境,仅用少量燃料棒获得与多棒燃料组件相同的水力特性。计算结果表明,替代组件与原组件水力曲线吻合较好,可达到替代效果。

关键词：快堆燃料组件替代方案 CTS算法

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基于先进节块法的六边形三维中子物理程序的开发与验证

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原子能科学技术 2022年第2期56卷 351-359页

作者：陆道纲吕思宇隋丹婷郭劲松华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京重点实验室北京102206

六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡... 详细信息

六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡尔坐标系下较为精确求解多维中子扩散方程。本文通过径向半解析节块法耦合轴向高阶节块展开法的综合节块方法开发了反应堆三维中子物理计算软件SA-HNHEX,并对VVER-440二维、三维基准题进行建模与仿真计算。计算结果与参考值符合较好,初步验证了使用该方法进行反应堆堆芯中子扩散计算的正确性。

关键词：六边形节块法中子扩散方程半解析节块法高阶节块展开法液态金属冷却快堆

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基于量纲分析法的稳压器卸压喷放比例分析

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 405-409页

作者：李向宾张孟超张钰浩魏岑华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

为使实验结果能尽可能反映原型的实际情况,采用量纲分析方法,对稳压器卸压工况下不同阶段的蒸汽流动过程进行了比例分析,以确定其需要遵循的相似准则数。结果表明,现象相似需满足:几何结构相似;采用等物性模拟及相同的初始条件可极大简... 详细信息

为使实验结果能尽可能反映原型的实际情况,采用量纲分析方法,对稳压器卸压工况下不同阶段的蒸汽流动过程进行了比例分析,以确定其需要遵循的相似准则数。结果表明,现象相似需满足:几何结构相似;采用等物性模拟及相同的初始条件可极大简化相似参数的选择;喷放阶段,须使喷洒器出口模型与原型的蒸汽质量流密度一致;自然对流阶段,须重点考虑傅里叶数和格拉晓夫数,同时评估相关参数的不确定性。

关键词：量纲分析蒸汽喷放相似准则

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钠液面高度对氩气空间耦合传热特性影响的实验研究

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原子能科学技术 2024年第9期58卷 1876-1883页

作者：陆道纲冯佳琪王汉于宗玉张钰浩刘璐华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 华北电力大学动力工程系河北保定071003

锥顶盖作为快堆主容器重要的压力边界之一,其结构的完整性对快堆的安全运行至关重要。锥顶盖结构完整性与其温度载荷密切相关,而温度载荷受氩气空间自然对流与辐射耦合传热特性影响显著,有必要开展深入研究。基于钠液面上部氩气空间传... 详细信息

锥顶盖作为快堆主容器重要的压力边界之一,其结构的完整性对快堆的安全运行至关重要。锥顶盖结构完整性与其温度载荷密切相关,而温度载荷受氩气空间自然对流与辐射耦合传热特性影响显著,有必要开展深入研究。基于钠液面上部氩气空间传热特性实验台架,开展了氩气空间传热特性实验研究,测量了锥顶盖、氩气空间和主泵支承的温度分布,阐明钠液面高度对传热特性的影响。实验结果表明,随着钠液面高度的增加,锥顶盖和氩气空间的温度随之升高,而且在高钠温时现象更加明显。此外,钠液面高度对主泵支承的温度分布和周向温差影响微弱。通过开展氩气空间钠液面高度对传热规律的影响研究,可为建立实验装置与原型反应堆之间的温度映射关系提供参考。

关键词：钠冷快堆氩气空间自然对流传热辐射传热

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快堆功率和堆芯冷却剂出口温度的线性自抗扰控制

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核动力工程 2019年第2期40卷 74-79页

作者：刘凤鸣周世梁沈聪王潇荦张华夏刘玉燕华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 华北电力大学控制与计算机工程学院北京102206

针对快堆控制器具有更快的响应速度和更高的控制精度的需求,分别设计了堆功率和堆芯冷却剂出口温度线性自抗扰控制器(LADRC)。基于快堆中子动力学模型和堆芯热传输模型分别导出了用于控制器设计的相对功率和冷却剂出口温度的2阶非线性模... 详细信息

针对快堆控制器具有更快的响应速度和更高的控制精度的需求,分别设计了堆功率和堆芯冷却剂出口温度线性自抗扰控制器(LADRC)。基于快堆中子动力学模型和堆芯热传输模型分别导出了用于控制器设计的相对功率和冷却剂出口温度的2阶非线性模型,幵基于导出的模型设计了对应的加入模型信息的线性扩张状态观测器(LESO)。采用所导出的2阶模型的时间尺度参数确定了LESO带宽范围,采用偏差和执行机构动作速度允许范围确定了比例-微分(PD)控制器带宽范围,幵据此迚行了LADRC参数整定。仺真结果表明,加入模型信息的LESO具有更好的总扰动估计效果,所设计的LADRC均具有较快的响应速度和较高的控制精度,而采用加入模型信息的LESO的LADRC控制性能更优。

关键词：快堆功率控制温度控制自抗扰控制器参数整定

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朝下多尺度沟槽翅片结构表面沸腾换热实验研究

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化工学报 2023年第7期74卷 2880-2888页

作者：史昊鹏钟达文廉学新张君峰华北电力大学北京市非能动核能安全技术重点实验室北京102206 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

压力容器外部冷却(ERVC)技术作为实现核反应堆堆内熔融物滞留(IVR)的技术手段,存在实现更高换热速率的需求。采用可旋转朝下平板换热表面模拟ERVC过程中下封头局部位置的沸腾状况,基于冷喷涂(CS)的增材制造(AM)技术在换热表面上制备出... 详细信息

压力容器外部冷却(ERVC)技术作为实现核反应堆堆内熔融物滞留(IVR)的技术手段,存在实现更高换热速率的需求。采用可旋转朝下平板换热表面模拟ERVC过程中下封头局部位置的沸腾状况,基于冷喷涂(CS)的增材制造(AM)技术在换热表面上制备出具有多尺度的沟槽翅片状强化换热结构。在常压饱和去离子水环境中,开展了临界沸腾换热实验,获得了沸腾曲线,并与裸表面结果进行了性能对比。研究结果表明多尺度结构表面不仅具备传统翅片结构的临界热通量(CHF)强化能力,CHF增幅60%以上,且具有更高的沸腾传热系数,体现了多尺度协同强化换热的正向效应。本结果可为CS-AM技术在强化沸腾换热技术领域,尤其是ERVC领域的应用提供重要依据。

关键词：相变传热多尺度强化沸腾冷喷涂增材制造技术临界热通量沸腾传热系数

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LOCA工况下事故容错燃料对燃料棒性能影响的初步分析研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 99-107页

作者：王泽吉郭张鹏朱奥博欧阳晓平牛风雷华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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 西北核技术研究所西安710024

事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAP... 详细信息

事故容错燃料(ATF)包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念,与目前的Zr-4合金包壳相比,ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果,同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAPTRAN-2.0程序,针对两种ATF包壳材料(FeCrAl和SiC),通过改进包壳材料热物性模型、包壳力学行为模型和氧化模型,开发了适用于ATF包壳材料的燃料棒性能瞬态分析程序。以MT-1实验台架的燃料棒为对象,对其失水事故(LOCA)工况进行计算分析,研究了ATF包壳材料在该事故工况下的热工水力瞬态响应特性。结果表明,相比传统的Zr-4合金包壳,ATF包壳材料不仅可以降低LOCA下的包壳峰值温度,还能延缓或防止包壳失效。

关键词：事故容错燃料(ATF) 失水事故(LOCA) FRAPTRAN-2.0 燃料棒性能分析

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基于贝叶斯MCMC方法的高斯烟羽模型不确定性分析

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核技术 2020年第4期43卷 51-57页

作者：崔威杰曹博陈义学华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

适当的大气扩散模型对于核电厂假想事故的后果评价是必要的,对其进行参数不确定性分析对于提高模型预测的可信度具有重要的意义。相比于传统的不确定性分析方法,贝叶斯方法充分考虑了已有的观测数据,马尔科夫链蒙特卡罗方法(Markov Chai... 详细信息

适当的大气扩散模型对于核电厂假想事故的后果评价是必要的,对其进行参数不确定性分析对于提高模型预测的可信度具有重要的意义。相比于传统的不确定性分析方法,贝叶斯方法充分考虑了已有的观测数据,马尔科夫链蒙特卡罗方法(Markov Chain Monte Carlo,MCMC)可以方便地将贝叶斯方法和高斯烟羽模型相结合。首先使用一次改变一个变量值的方法分析模型对几个重要参数的敏感性,然后选择敏感性最大的两个参数使用贝叶斯MCMC方法进行了不确定性分析。通过分析MCMC样本序列,得到了观测值的最优拟合及模拟结果的置信区间。贝叶斯方法能获得更可靠的置信区间,从而为事故后应急响应提供更好的参考数据。

关键词：高斯烟羽模型不确定性分析贝叶斯MCMC方法置信区间

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