检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

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跨嵌入式平台的Modbus/TCP协议库函数实现

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核动力工程 2022年第4期43卷 136-142页

作者：程阳洁秦帆徐永红何小鹏代锴垒李璐郑晓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

为了在不同的国产化中央处理器(CPU)上应用Modbus/TCP协议,需设计并实现跨平台协议库函数。根据Modbus应用协议规格说明书,在不依赖操作系统调用的前提下,对Modbus/TCP协议需支持的十大功能码进行跨平台库函数开发。库函数可被通讯应用... 详细信息

为了在不同的国产化中央处理器(CPU)上应用Modbus/TCP协议,需设计并实现跨平台协议库函数。根据Modbus应用协议规格说明书,在不依赖操作系统调用的前提下,对Modbus/TCP协议需支持的十大功能码进行跨平台库函数开发。库函数可被通讯应用层根据自身需求用于Modbus/TCP协议客户端和服务器端的设计和开发。经过在国产化CPU和嵌入式平台上进行二次开发,开发者调用本研究中的库函数能有效实现通过Modbus/TCP协议对反应堆冷却剂系统的稳压器压力水位及棒控棒位系统的功率调节进行数据采集。

关键词：国产化跨平台 Modbus/TCP协议嵌入式开发

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铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 206-212页

作者：秦天骄夏榜样李晴李司南张策卢迪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

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象... 详细信息

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象,重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子(k_(eff))的影响,分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明:点火区设计参数显著影响堆芯初始k_(eff),点火区的易裂变核素装量越大,初始k_(eff)越大,通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度;堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高,增殖产生的^(239)Pu越多,整体增殖性能越好;增殖区越长,平衡态持续时间越长,堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。

关键词：铅冷行波堆有效增殖因子(keff) 点火区增殖区

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反应堆控制对象在线模糊预测模型研究

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 113-116页

作者：廖龙涛陈智尤恺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

反应堆控制对象具有强非线性和多变量耦合特征,较难建立解析的机理模型.为了在反应堆功率调节中应用先进控制方法提高综合控制性能,必须首先研究反应堆控制对象的响应关系.采用数据驱动和人工智能的方式,基于一种模糊规则可生长与修剪... 详细信息

反应堆控制对象具有强非线性和多变量耦合特征,较难建立解析的机理模型.为了在反应堆功率调节中应用先进控制方法提高综合控制性能,必须首先研究反应堆控制对象的响应关系.采用数据驱动和人工智能的方式,基于一种模糊规则可生长与修剪的模糊推理模型,提出了反应堆控制对象的预测模型及其离线和在线训练方案.该方案的优势在于由精细的反应堆瞬态仿真模型为离线训练提供了先验数据,且模糊模型能够在线快速调整个别模糊规则参数,同时增减模糊规则数目,从而使模糊模型的结构和参数均实现自适应.通过一体化反应堆多种工况下的瞬态仿真说明了该方法的预测效果.

关键词：反应堆控制预测模糊推理智能

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商用压水堆核燃料研发进展与应用展望

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核动力工程 2022年第6期43卷 1-7页

作者：焦拥军于俊崇周毅李垣明陈平段振刚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

压水堆(PWR)是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO_(2)燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特... 详细信息

压水堆(PWR)是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO_(2)燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特点、技术状态及前景进行了归纳和评价。在掺杂UO_(2)燃料中,大晶粒燃料具有较高的技术成熟度,将在PWR实现大规模商用;高铀密度燃料和金属燃料在高温水腐蚀氧化问题以及事故下的行为仍待研究解决;具有极致安全的微封装燃料更适合特殊用途的小型反应堆。应协同开展先进燃料组件设计、建立设计准则以及研发高保真的性能分析技术等,以充分发挥新型燃料的可靠性及高燃耗优势。

关键词：压水堆(PWR) 耐事故燃料(ATF) 高铀密度燃料微封装燃料金属燃料

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SiC复合包壳热冲击行为分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 107-112页

作者：刘仕超庞华周毅李垣明何梁张坤涂腾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

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温... 详细信息

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明,热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层(CVI层)与化学气相沉积层(CVD层)厚度比例增大而增大,当CVI层与CVD层厚度比为9:1时,SiC复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa;热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大,当热冲击温度为1200 K时,产生的环向应力达112.7 MPa;热冲击过程中端塞处有明显应力集中,其径向应力达22.3 MPa,高于文献报道的结合强度(20~25 MPa),是导致端塞连接处失效的主要原因。

关键词：热冲击 SiC复合包壳 COMSOL

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基于MOOSE平台的燃料元件锆合金高温氧化行为研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 84-89页

作者：邬周志张坤王严培余红星张林何梁唐昌兵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

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工... 详细信息

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工况下N36锆合金的高温氧化行为进行预测。结果表明,预测得到的N36锆合金的氧化增重与验证试验结果较为符合,且预测的N36锆合金在LOCA工况下的高温氧化行为较为合理。因此,本研究建立的模型和燃料元件性能分析程序能够用于新型N36锆合金高温氧化行为的预测。

关键词： N36锆合金高温氧化 MOOSE FORWARD程序

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核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 237-242页

作者：辛素芳吴丹申亚欧任春明陈仕龙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

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布... 详细信息

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析,获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示,测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系,其测点温度随燃料棒功率的增加而增加,测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。

关键词：堆芯出口温度测量计算流体动力学(CFD)

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一步法输运计算程序KuaFu开发与验证

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核动力工程 2021年第1期42卷 211-216页

作者：赵晨彭星杰赵文博于颖锐李庆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

为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法(CMFD)、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行... 详细信息

为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法(CMFD)、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行加速。通过C5G7基准题对几何建模的可视化功能、并行功能及计算精度进行评估,获得计算结果与蒙特卡罗程序(MCNP)的相对误差。计算结果表明,程序具有较好的可视化功能和用户友好性;KuaFu程序与MCNP参考解符合较好,计算精度良好。

关键词：二维/一维耦合方法一步法输运计算 C5G7基准题 KuaFu

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弹簧金属C形环密封特性分析及优化设计方法研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 54-59页

作者：姜露李辉张瀛邵雪娇张丽屏傅孝龙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

为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的... 详细信息

为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的交互影响规律;并基于多岛遗传算法(MIGA)建立优化模型,对关键参数进行优化设计研究。研究结果表明,压缩回弹特性曲线模拟结果与试验数据吻合良好,且数值方法具有非常好的稳定性;弹簧丝直径、密封层和包覆层厚度对密封面接触压力特性产生重要影响,但弹簧丝直径不宜过大或过小;采用本文所建立的优化模型及方法,可以快速获得关键参数的最优组合,有效提高密封性能。

关键词： C形环压缩回弹密封特性遗传算法优化设计

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