检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2024年第S02期58卷 271-283页

作者：张钰浩赵海琦沈熙昊袁晓晓宋海洁陆道纲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

钠冷快堆是第四代先进核能系统的重要堆型之一。池式钠冷快堆安全裕量大,但结构较为复杂,其堆内一回路循环流动呈多尺度、复杂空间、多路径、三维流动等特点,给池式钠冷快堆计算与实验带来一定困难。近年来,计算流体力学(CFD)的快速发... 详细信息

钠冷快堆是第四代先进核能系统的重要堆型之一。池式钠冷快堆安全裕量大,但结构较为复杂,其堆内一回路循环流动呈多尺度、复杂空间、多路径、三维流动等特点,给池式钠冷快堆计算与实验带来一定困难。近年来,计算流体力学(CFD)的快速发展为解决上述问题提供了重要技术路径,本文对池式钠冷快堆复杂空间内流动与传热特性三维数值模拟研究进行综述。对于全堆一体化整体计算,获取池式钠冷快堆典型对称/非对称工况下的三维温度场分布及关键热工参数瞬态变化,评价其余热排出能力;对于局部部件或区域精细化计算,获取局部三维流动与传热特征参数,也为全堆一体化计算提供关键输入。相关研究为池式钠冷快堆安全稳定运行及设计优化提供重要支撑。

关键词：池式钠冷快堆池式复杂空间多路径流动传热特性三维数值模拟

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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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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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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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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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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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压水堆乏燃料单棒冷却液膜流动特性实验研究

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原子能科学技术 2022年第10期56卷 2061-2068页

作者：曹琼蒋鹤元丁笑陆道纲李臻王孝天华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是影响冷却效果的重要因素,国内外学者还未对其做过详细的研究。本文使用光学法研究... 详细信息

为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是影响冷却效果的重要因素,国内外学者还未对其做过详细的研究。本文使用光学法研究了在不同雷诺数(Re)条件下,对单根乏燃料棒进行喷淋冷却所形成的液膜厚度随时间和空间的变化。利用CCD相机采集液膜图像,并经过处理得到了清晰的液膜厚度图像和与图像吻合良好的数据。实验结果表明:当Re为608~7538时,瞬态液膜厚度最大值出现在Re=7085的条件下,其值为2.36 mm;随着Re的增加,时均液膜厚度会随之增加,并且液膜波动的振幅也会随之增加;在沿棒方向上,随着距棒顶距离的增加,液膜厚度会逐渐减小并趋于平稳,并且随着Re的增加,平稳部分会出现在距棒顶更远的位置。对乏燃料单棒冷却液膜流动特性的研究,为确定具有有效冷却能力的最小喷淋流量奠定了基础。

关键词：乏燃料棒喷淋冷却液膜厚度光学法

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基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1633-1643页

作者：隋丹婷张浩宇樊芮伶陆道纲张钰浩于倩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

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热... 详细信息

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。

关键词： AP1000内置换料水箱非能动余热排出热交换器缩比实验 RELAP5 COSINE

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基于粒子群优化BP神经网络的核事故源项反演

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核电子学与探测技术 2025年第3期45卷 371-381页

作者：游清悦曹博彭丁萍李中昊缪学伟陈洲亮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

核事故发生后,快速准确地估算源物质的释放速率对于提升核应急响应速度及确保决策的可靠性至关重要。本文选择碘-131(~(131)I)核素的释放速率作为源项反演的目标值,利用课题组开发的放射性核素大气扩散模拟程序RADC生成神经网络训练所... 详细信息

核事故发生后,快速准确地估算源物质的释放速率对于提升核应急响应速度及确保决策的可靠性至关重要。本文选择碘-131(~(131)I)核素的释放速率作为源项反演的目标值,利用课题组开发的放射性核素大气扩散模拟程序RADC生成神经网络训练所需的数据集。利用Matlab构建了粒子群算法(Particle Swarm Optimization,PSO)优化误差反向传播(Back Propagation,BP)神经网络的核事故源项反演模型,同时考虑了粒子群算法中超参数和适应度函数的不同对算法优化性能的影响。结果表明:PSOBP模型源项反演测试结果的平均绝对百分比误差为2.14%,平均绝对误差为0.011437,均方差为0.000685,各个评价指标明显优于BP神经网络,验证了该模型的可行性,有助于快速核应急响应。

关键词：源项反演 BP神经网络粒子群优化参数优化适应度函数

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小型压水堆屏蔽泵的屏蔽套涡损计算方法及应用

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核科学与工程 2024年第4期44卷 832-837页

作者：王智超陆道纲李臻曹琼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

屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽... 详细信息

屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽泵屏蔽套涡流损耗计算经验公式是基于两极千瓦级屏蔽泵提出和修正的,对于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵计算偏差较大,有必要对其开展研究。文章首先针对常用屏蔽泵电机屏蔽套的电涡流损耗开展有限元计算,与实验结果对比,验证了有限元计算方法的精确性;其次,在考虑小型压水堆屏蔽泵特殊设计结构对屏蔽套电涡流损耗影响的基础上,修正了经验公式,使其适用于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵;最后,基于修正后的经验公式提出了半有限元-经验公式结合算法的初步设计算法,应用于某小型压水堆屏蔽泵的结构设计。该方法使屏蔽电机的初步设计更加便捷。

关键词：小型压水堆屏蔽泵涡流损耗

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