检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第5期44卷 1-5页

作者：王丛林柴晓明杨博李仲春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

“碳达峰、碳中和”目标的提出对我国未来能源体系发展具有深远影响。核能作为稳定的清洁能源,对于“碳达峰、碳中和”目标实现能够发挥更大作用,在发电、供热、制氢等领域均有着巨大的应用前景和需求。经过60余年发展,核能建立了完善... 详细信息

“碳达峰、碳中和”目标的提出对我国未来能源体系发展具有深远影响。核能作为稳定的清洁能源,对于“碳达峰、碳中和”目标实现能够发挥更大作用,在发电、供热、制氢等领域均有着巨大的应用前景和需求。经过60余年发展,核能建立了完善的产业链,研发形成了“华龙一号”等具有完全自主知识产权的第三代大型商业压水堆核电技术品牌,研发了具有国际先进水平的多用途模块式小型堆“玲龙一号”,积极探索了钠冷快堆、超高温气冷堆、熔盐堆等第四代先进核能技术,持续开展聚变核能利用。同时我国核能发展也面临一些挑战,先进核能技术亟需突破。本文提出了先进核能技术的发展思路和路径,从在役核电厂智能化运行管理、三代核电批量化部署、固有安全快堆技术研发、积极研发满足高效制氢需求的超高温气冷堆、积极探索能够满足工业供热和平台供电的模块式小型堆技术、国内国际合作发展先进核能关键技术等6个方面进行了展望,为我国先进核能技术的发展给出了具体的研究目标与方向。

关键词：第四代先进核能技术发展思路技术路径发展展望

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超临界水冷堆CSR150概念设计

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核动力工程 2023年第S01期44卷 9-13页

作者：甯忠豪王连杰卢迪夏榜样黄彦平陈兴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 中国核动力研究设计院成都610213

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设计,通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计,提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明,本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 中国超临界水冷堆(CSR1000) 超临界技术示范堆(CSR150)

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全谱系中子学计算程序FSAR的研发进展及其共振方法初步验证

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 26-34页

作者：张斌王连杰卢迪赵晨刘佳艺核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院四川成都610041

为满足覆盖广域中子能量范围的先进反应堆研发需求,中国核动力研究设计院开发了先进反应堆全谱系中子学计算程序FSAR。FSAR程序是基于确定论两步法计算策略、由二维截面生成计算程序和三维堆芯计算程序组成的中子学计算程序。二维截面... 详细信息

为满足覆盖广域中子能量范围的先进反应堆研发需求,中国核动力研究设计院开发了先进反应堆全谱系中子学计算程序FSAR。FSAR程序是基于确定论两步法计算策略、由二维截面生成计算程序和三维堆芯计算程序组成的中子学计算程序。二维截面生成程序采用超细群条件下的子群方法进行共振自屏效应处理,在共振计算中嵌入特征线方法求解慢化方程以获得精确的共振自屏截面。在截面生成计算中采用特征线方法求解二维组件的中子通量密度,从而获得少群均匀化截面。全谱系先进反应堆中子能量跨度大,不同的中子平均自由程导致了全堆芯局部非均匀性和全局空间耦合效应强烈。为更好地处理上述效应,截面生成计算中采用了超均匀化方法和泄漏修正模型进行均匀化截面修正。堆芯计算程序采用离散纵标法进行三维中子输运计算,采用微观燃耗计算方法模拟堆内全寿期内各核素的消耗和累积。本文采用快谱、中间能谱及热谱条件下的计算问题对FSAR程序共振计算方法进行了初步验证。计算结果表明,对于不同能谱条件下的测试问题,FSAR程序均能够获得与参考解符合较好的有效共振截面,具备良好的全中子能谱共振效应处理能力。

关键词：全谱系先进反应堆二维截面生成计算三维堆芯计算共振自屏效应

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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

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原子能科学技术 2023年第1期57卷 185-191页

作者：姜露张丽屏傅孝龙孙英学刘文进杨宇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

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 详细信息

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。

关键词：压力容器主密封瞬态条件主螺栓应力密封分离量累积塑性变形

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反应堆系统遇水下爆炸载荷环境与关键设备陆地冲击试验载荷匹配研究

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 119-128页

作者：熊夫睿张文正刘帅袁志豪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

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载... 详细信息

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。

关键词：反应堆系统水下爆炸载荷环境陆地冲击试验载荷匹配

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基于机器学习的核电仪控系统关键芯片温度预测

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西南交通大学学报 2024年

作者：汪凡雨王东伟邓强赵阳严浩陈起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

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进... 详细信息

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进而基于有限元模型模拟不同工况下的芯片SST值并生成样本集，采用四种不同的机器学习算法对不同工况下的CPU和FPGA的SST进行预测。研究结果表明，在环境温度为20℃时，CPU和FPGA的SST分别为37.5℃和33.5℃；而当环境温度为55℃时，CPU和FPGA的SST上升至为72℃和68℃。有限元分析结果能够很好地模拟试验现象，计算所得芯片SST同试验结果吻合较好。利用有限元模型计算得到100组工况下CPU和FPGA的SST值，采用M-SVR、XGBoost、ANN以及BRR四种算法，对不同工况下CPU和FPGA的SST进行学习预测。结果表明，四种算法模型均能够对芯片SST进行预测，其中ANN算法在测试集上的预测性能最佳，其MSE值小于0.15%，R2大于0.99，泛化能力最强。相比之下，其他三种模型对于高SST的样本预测虽然表现出较好的预测性能，但是对于低SST样本的预测误差较大，尤其是XGBoost模型，其预测误差高达3.65℃。本研究为核安全级控制系统的芯片SST预测提供了一种新方法，为提高核级仪控系统的可靠性提供理论基础。

关键词：核安全级仪控系统热学特性芯片温度有限元分析机器学习

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基于MOPSO算法的自感式棒位探测器端部补偿多目标优化设计

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核动力工程 2025年第1期46卷 238-246页

作者：张艺璇唐健凯罗凌雁吴昊唐源王益明徐奇伟重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆400044 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

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线... 详细信息

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线圈的多目标优化设计方法:(1)建立端部补偿线圈电感数学模型;(2)采用多目标粒子群优化(MOPSO)算法对补偿线圈结构进行多目标优化;(3)利用熵权法和模糊综合评价法对多个优化目标客观赋权并进行综合评价,选取一组折中最优设计方案,从而快速有效地确定补偿线圈的最优结构参数。通过有限元仿真对比补偿前后结果,发现经过端部补偿后,不仅电感灵敏度提高了28.6%,最大线性拟合误差也降低了45.8%;最后,进行样机实验,结果显示端部补偿后的探测线圈电感灵敏度为0.18 mH/10 mm,最大线性拟合误差小于0.18 mH,可实现10 mm的测量精度,验证了端部补偿线圈多目标优化设计方案的有效性。本文为其在模块化小型反应堆中的应用提供了优化设计理论基础。

关键词：反应堆自感式棒位探测器端部补偿多目标粒子群优化(MOPSO) 多目标优化

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基于vPower的核热推进系统自动控制方法

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核动力工程 2024年第4期45卷 255-261页

作者：马心怡韩文斌邓坚黄善仿齐志超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 清华大学工程物理系北京100084

核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPowe... 详细信息

核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPower仿真支撑平台对典型核热推进系统进行自动控制仿真。通过确定控制策略,选用比例微分积分(PID)作为主要控制方法,并添加反应性反馈模块完善系统仿真模型,进而设计添加仿真控制系统。结果表明,本文所设计的控制系统能够实现自动启停堆过程,以及针对外部目标需求进行功率、比冲和推力的自动控制调节。

关键词：核热推进自动控制 vPower 系统仿真

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压水堆棒束多通道流场稀疏数据深度学习求解技术研究

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核动力工程 2025年第2期46卷 81-89页

作者：钱浩陈广亮刘东于洋姜宏伟殷新立杨玉诚哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 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

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于... 详细信息

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于深度学习的稀疏数据求解方法,通过设计不匹配性自适应调节方案,在控制方程中引入自适应调节因子,动态修正理想模型,克服因数据与方程不一致所引发的收敛障碍及精度不足等问题。在此技术基础上,进一步探讨了在小样本数据条件下的流场求解策略,设计了均匀配点、基于速度梯度配点、混合配点策略,旨在通过优化样本点的空间分布,提升流场求解的整体精度。研究结果表明,在3种策略中,均匀配点策略能够更全面地覆盖流场的整体特性,表现出最佳的优化效果,达到决定系数(R^(2))大于0.95、均方误差(MSE)在10^(-4)至10^(-3)量级的精度;且在仅采用60个小样本数据配点下(占原始数据点的7.8%)。本文所提出的方法也能有效实现高精度流场求解,为稀疏数据条件下求解压水堆堆芯棒束多通道流场提供了一种高效且适用的技术方案。

关键词：物理信息神经网络(PINNs) 调节因子稀疏数据压水堆棒束多通道深度学习

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双层隔振系统的隔振器刚度适配研究

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噪声与振动控制 2025年第1期45卷 276-280,298页

作者：江小州刘帅黄旋张文正王碧浩袁志豪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

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角... 详细信息

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角度出发,对两层隔振器的刚度进行适配,研究结果表明:在刚度适配时,可能出现振动传递过程中振动放大的情况;当刚度比相同时,在刚度值较小的工况下传递到底座上的振动加速度级比刚度值较大的工况小,同时其整体隔振效果也更好;在所计算的工况中,最优刚度适配工况下的整体隔振效果比最差刚度适配工况提高9.8 dB,传递到底座的振动加速度级降低12.3 d B,辐射声功率级总值降低12.8 dB。

关键词：振动与波双层隔振系统刚度比隔振器刚度适配整体隔振效果声功率级

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