检索结果-内蒙古大学图书馆

物理学报 2018年第19期67卷 110-116页

作者：钱宇瑞吴英杨夏童陈秋香尤俊栋王宝义况鹏张鹏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 中国科学院高能物理研究所北京100049

低能正电子碰撞原子内壳层电离截面的实验数据目前还很缺乏,从而影响了对近年来发展的各相关理论模型的检验,限制了慢正电子束流技术在诸多领域中的应用.本文采用慢正电子束流装置产生的8—9.5 keV正电子束碰撞纯厚Ti靶,利用硅漂移探测... 详细信息

低能正电子碰撞原子内壳层电离截面的实验数据目前还很缺乏,从而影响了对近年来发展的各相关理论模型的检验,限制了慢正电子束流技术在诸多领域中的应用.本文采用慢正电子束流装置产生的8—9.5 keV正电子束碰撞纯厚Ti靶,利用硅漂移探测器(SDD)收集正电子碰撞Ti靶产生的X射线,同时采用高纯锗探测器在线获得与靶碰撞的入射正电子数,从而得到Ti的K壳层实验产额,并基于蒙特卡罗模拟程序PENELOPE获得模拟产额.将实验产额分别与内壳层电离截面数据库采用经典光学数据模型(ODM)和扭曲波玻恩近似理论模型(DWBA)的蒙特卡罗模拟产额进行对比,发现基于ODM理论模型的模拟产额与实验值有较大的偏差,基于DWBA理论模型的模拟产额与实验结果符合较好.根据实验产额和基于DWBA理论模型的模拟产额的比较结果,对蒙特卡罗模拟程序使用的DWBA理论模型数据库进行修正后再进行模拟和比较,从而得到可靠的8—9.5 keV正电子致Ti原子K壳层电离截面数据.

关键词：正电子碰撞厚Ti靶 K壳层电离蒙特卡罗模拟扭曲波玻恩近似理论模型

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碎片对燃料组件流动阻力影响的试验研究

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核科学与工程 2019年第5期39卷 678-686页

作者：王达牛风雷卓卫乾梁瑞仙华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室

压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一... 详细信息

压水堆核电站发生破口失水事故时由于水蒸气喷射作用会产生碎片,在长期堆芯冷却再循环阶段,碎片会随着冷却剂传送到安全壳地坑,部分碎片会穿过地坑滤网进入堆芯,堆积堵塞在燃料组件内,造成流动阻力。本试验搭建了相应的试验回路,包括一个全尺寸的组件,分析碎片在组件中的分布和堵塞情况,以及不同流量和碎片类型碎片量对组件流动阻力影响,定量化评估LOCA事故后安全壳内碎片对燃料组件流阻的影响。试验结果表明碎片几乎都堆积在下半组件;冷段破口工况下碎片床造成的阻力系数远大于热段破口工况;对比玻璃纤维,玻璃棉可以造成更大的流动阻力;微小颗粒包括碳化硅和化学沉淀物对碎片床有“压实效应”,对燃料组件流阻有显著的影响。

关键词：失水事故燃料组件碎片床流动阻力系数

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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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湿度对矩形窄通道内细颗粒热泳沉积的影响

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上海交通大学学报 2015年第5期49卷 718-724页

作者：周涛杨旭林达平樊昱楠汝小龙华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 北京市非能动安全技术重点实验室北京102206

通过建立考虑空气含湿量影响的矩形窄通道模型,利用Fortran软件编程及Fluent软件模拟,研究了矩形窄通道内细颗粒的热泳沉积情况,提出了一种利用Fluent软件计算矩形窄通道内热泳沉积率的方法,并与Fortran编程的计算结果进行比较.结果表明... 详细信息

通过建立考虑空气含湿量影响的矩形窄通道模型,利用Fortran软件编程及Fluent软件模拟,研究了矩形窄通道内细颗粒的热泳沉积情况,提出了一种利用Fluent软件计算矩形窄通道内热泳沉积率的方法,并与Fortran编程的计算结果进行比较.结果表明,随着空气含湿量增大,热泳沉积率增加;在空气含湿量相同的条件下,热泳沉积率随着颗粒直径减小而增大,随着管道内压力增加而减少,随着温度梯度增大而增加;此外,不同粒子的热物性不同,导致其热泳沉积率不同;所提出的计算方法虽能够反映热泳沉积率随空气含湿量、颗粒直径和压力变化的规律,但其计算结果偏小,可采取增大管道内空气含湿量及减小管道内压力的措施来提高细颗粒的热泳沉积率.

关键词：气溶胶热泳含湿量窄矩形多相流

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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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初始腐蚀产物对水冷聚变堆源项影响的研究

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核科学与工程 2018年第3期38卷 380-388页

作者：宋文张竞宇李璐许鑫付玉陈义学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

水冷聚变反应堆在首次临界之前,会经历一段时间的热工水力和水化学参数的调试,称为预运行阶段。在此期间,冷却回路的金属材料与高温高压且非中性的冷却剂接触过程中,会被氧化而产生初始的腐蚀产物。这些腐蚀产物会沉积在回路内表面,在... 详细信息

水冷聚变反应堆在首次临界之前,会经历一段时间的热工水力和水化学参数的调试,称为预运行阶段。在此期间,冷却回路的金属材料与高温高压且非中性的冷却剂接触过程中,会被氧化而产生初始的腐蚀产物。这些腐蚀产物会沉积在回路内表面,在反应堆物理启动后被中子活化形成活化腐蚀产物(简称ACPs),进而影响反应堆正式运行期间的放射性源项。本文首先依托ACPs源项分析程序CATE和ITER包层冷却回路例题,对初始腐蚀产物的影响进行了定量分析,结果表明:初始腐蚀产物含量越多,反应堆运行相同时间后产生的ACPs比活度越大;与非辐照区的初始腐蚀产物相比,辐照区的初始腐蚀产物对ACPs影响更大。随后,基于经典的浓度差驱动模型,推导了ACPs比活度与初始腐蚀产物的解析关系式,揭露了不同区域初始腐蚀产物对ACPs的影响机理,得到以下定性分析结论:辐照区与非辐照区的初始腐蚀产物对ACPs比活度有一定影响,但影响程度不同,验证了数值解的结论。

关键词：水冷聚变堆预运行初始腐蚀产物源项分析 CATE程序

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碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析

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核科学与工程 2021年第4期41卷 810-817页

作者：郝祖龙易柏全王升飞玉宇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

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度... 详细信息

碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度与辐照肿胀三种因素,并引入SiC复合材料假塑性行为,经合理简化后给出了适用于多层结构的包壳应力分布通用模型,通过比较模型解析解与数值模拟结果,验证了多层包壳应力计算模型的有效性。同时讨论了SiC复合包壳的层厚比对材料应力分布的影响。采用Weibull分布模型对寿期末高燃耗工况下的SiC包壳失效概率进行了估算,结果表明,双层SiC包壳的失效概率最低可达10^(-12),明显低于三层SiC包壳的失效概率,有助于SiC结构优化。同时,也验证了停堆工况时的环向和轴向应力激增。

关键词：压水堆碳化硅包壳复合材料应力分布失效概率

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AP1000安全壳冷却水箱长周期地震下晃动特性研究

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核动力工程 2015年第5期36卷 91-95页

作者：曾晓佳陆道纲党俊杰刘雨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 中国核电工程有限公司北京100840

长周期地震动会对自振周期较长的结构造成严重危害,对于AP1000顶部的大型重力排水箱,尤其要考虑在低频范围内的晃动情况。对于这一非线性问题,数值模拟具有一定的局限性和复杂性,因此建立实验模型,通过振动台模拟实验,选取与水晃动频率... 详细信息

长周期地震动会对自振周期较长的结构造成严重危害,对于AP1000顶部的大型重力排水箱,尤其要考虑在低频范围内的晃动情况。对于这一非线性问题,数值模拟具有一定的局限性和复杂性,因此建立实验模型,通过振动台模拟实验,选取与水晃动频率一致的正弦三波作为激励,测量不同液深时顶盖各位置的冲击力,并通过与陆道纲提出的计算方法对比,进一步证明了该计算方法的可行性和准确性。同时得出,该计算结果在小振幅晃动时相对偏小,在大振幅晃动时相对偏大,具有一定的保守性。

关键词：非线性正弦三波冲击力

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迷宫型节流件压降的数值模拟研究

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核科学与工程 2020年第2期40卷 316-324页

作者：宋怡陆道纲秦亥琦钟达文曹琼华北电力大学非能动核能安全技术重点实验室北京102206

迷宫型节流件能够在小空间内实现大压降,因此被广泛应用于钠冷快堆的管道系统中。当选择迷宫型节流件时,在设计过程中评估它的压降是非常有必要的。评估压降通常采用的方法是实验测量,但是实验不仅费时费力,而且难以观察流动细节,近年来... 详细信息

迷宫型节流件能够在小空间内实现大压降,因此被广泛应用于钠冷快堆的管道系统中。当选择迷宫型节流件时,在设计过程中评估它的压降是非常有必要的。评估压降通常采用的方法是实验测量,但是实验不仅费时费力,而且难以观察流动细节,近年来,数值模拟已经成为评估压降的常用方法。数值模拟更加便捷,但同时它的准确性受很多因素影响,尤其是湍流模型的选择。另一方面,迷宫型节流件的压降是由很多因素决定的,包括相邻节流板的间距、节流板的高度、节流板的数目和流过节流件的流量。目前关于迷宫型节流件的压降和这些因素之间的关系尚不明确。基于上述认识,本文研究了计算迷宫型节流件压降的数值模拟方法,并且通过数值模拟结果与实验结果的对比,选择了标准k-ε模型为最可信的湍流模型。本文使用经过验证的数值模拟方法,分析了迷宫型节流件的压降随各种因素变化的趋势,最终通过多元回归方法拟合了压降与其各影响因素之间关系的经验公式。

关键词：迷宫型节流件压降数值模拟湍流模型多元回归方法

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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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