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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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快堆冷却剂出口温度的自抗扰控制

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原子能科学技术 2018年第12期52卷 2149-2155页

作者：张华夏王潇荦李聿容周世梁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

为提高快堆控制系统的瞬态响应速度,降低控制器的超调量及稳态误差,设计了快堆冷却剂出口温度的线性自抗扰控制器。基于快堆的中子动力学方程、反应性方程和堆芯热传输方程,推导出了用于线性自抗扰控制器设计的带总扰动项的二阶模型。... 详细信息

为提高快堆控制系统的瞬态响应速度,降低控制器的超调量及稳态误差,设计了快堆冷却剂出口温度的线性自抗扰控制器。基于快堆的中子动力学方程、反应性方程和堆芯热传输方程,推导出了用于线性自抗扰控制器设计的带总扰动项的二阶模型。利用所得二阶模型的参数,确定了带模型信息的线性扩展状态观测器的部分参数。最后,在MATLAB环境下对控制器模型进行了仿真并加入系统模型信息。仿真结果表明,所设计的控制器具有良好的性能。相比于以冷却剂流量变化量为控制量的控制器,以冷却剂流量作为控制量的控制器具有更快的响应速度、更小的超调量、更好的抗干扰能力。

关键词：快堆线性自抗扰控制器冷却剂出口温度

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几何结构对快堆控制棒组件管脚流动特性的影响

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原子能科学技术 2020年第8期54卷 1361-1370页

作者：秦亥琦陆道纲刘少华王雨唐甲璇钟达文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

控制棒组件是快堆的重要安全构件,其管脚几何结构对于流动特性具有显著影响。通过水力实验研究了板式节流件管脚的流动特性,并对流体-结构耦合数值模拟方法进行了验证。结果显示:减小节流板厚度、增加连杆直径均可提高管脚节流能力;无... 详细信息

控制棒组件是快堆的重要安全构件,其管脚几何结构对于流动特性具有显著影响。通过水力实验研究了板式节流件管脚的流动特性,并对流体-结构耦合数值模拟方法进行了验证。结果显示:减小节流板厚度、增加连杆直径均可提高管脚节流能力;无量纲厚径比Ha=0.5、连杆直径20 mm的板式节流件管脚具有最优的流动特性。针对板式节流件管脚在实验中存在的缺陷,提出了孔板节流件作为替代方案,经验证,两类管脚速度、压力分布基本一致,该替代方案可行。

关键词：快堆控制棒组件板式节流件管脚孔板节流件管脚

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TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽优化措施影响分析

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原子能科学技术 2021年第11期55卷 2079-2086页

作者：李臻陆道纲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

空间核反应堆辐射屏蔽可减弱中子与γ光子通量对仪器设备的辐照,温度是影响辐射屏蔽性能的重要因素。利用Fluent软件对TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽在真空环境下的换热行为进行了数值模拟,提出了优化措施,并揭示了优化措施对其温... 详细信息

空间核反应堆辐射屏蔽可减弱中子与γ光子通量对仪器设备的辐照,温度是影响辐射屏蔽性能的重要因素。利用Fluent软件对TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽在真空环境下的换热行为进行了数值模拟,提出了优化措施,并揭示了优化措施对其温度场的影响和其温度分布特性。研究结果表明:冷却剂管道及其管槽表面喷涂低发射率的涂层具有均匀辐射屏蔽温度场和降低其温度峰值的效果,最优化参数为管道表面涂层的发射率为0.1~0.3、管槽表面涂层的发射率为0.1,且管道表面喷涂低发射率涂层效果要优于管槽;在冷却剂管道、管槽间添加单层表面发射率为0.04~0.07的真空遮热板也可使辐射屏蔽温度场与温度峰值处于最优状态。

关键词： TOPAZ-Ⅱ 辐射屏蔽温度场数值计算

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堆芯补水箱地震易损性分析

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原子能科学技术 2020年第1期54卷 132-139页

作者：鄂万江玉宇王鹏飞彭礼韬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

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m... 详细信息

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U,计算出其高置信度低失效概率(HCLPF)值。结果表明:CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g,说明其具有较高的抗震能力,且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小,可简化部分随机性误差的考虑,使得易损性分析更简洁。

关键词：堆芯补水箱地震易损性敏感性

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大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

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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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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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