检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第S2期42卷 124-129页

作者：郑勇芦韡马永强崔显涛郭凤晨马党伟涂晓兰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

为了提升先进组件中子学程序KYLIN-Ⅱ处理复杂边界条件问题的计算性能,基于可编程显卡异构并行技术对KYLIN-Ⅱ程序开展了异构并行化研究,实现了共振、输运等模块的海量线程并行计算,并通过优化迭代策略减少了异构并行程序的原子操作次... 详细信息

为了提升先进组件中子学程序KYLIN-Ⅱ处理复杂边界条件问题的计算性能,基于可编程显卡异构并行技术对KYLIN-Ⅱ程序开展了异构并行化研究,实现了共振、输运等模块的海量线程并行计算,并通过优化迭代策略减少了异构并行程序的原子操作次数。为验证异构并行程序的计算精度和加速效果,针对AFA3G超级组件、六角形板型燃料组件、多层套管型燃料栅元等测试例题开展计算,计算结果表明,异构并行程序不会影响计算结果精度,单张显卡异构并行后的KYLIN-Ⅱ程序可以达到10倍以上的加速比,优化迭代流程可以有效减少计算耗时。相对于传统的基于中央处理器(CPU)的多核并行机制,显卡异构并行显著降低了KYLIN-II程序大规模并行需要的经济成本,可以作为KYLIN-Ⅱ程序开展进一步并行优化的方向。

关键词： KYLIN-Ⅱ 并行技术异构并行原子操作

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空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

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核动力工程 2023年第4期44卷 17-24页

作者：黄迁明李兰柴晓明刘斌应栋川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

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计... 详细信息

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析,基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型,分析了各个方案的优缺点。结果表明,放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择,需要根据应用需求进行筛选;碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料;利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。

关键词：阴影屏蔽空间堆屏蔽限值屏蔽材料屏蔽结构屏蔽优化

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含掉块缺陷燃料棒的热力性能模拟研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 36-41页

作者：唐昌兵陈平周毅陈亮李伟王璐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

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模... 详细信息

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模型等引入数值模拟计算,完成了对具有MPS缺陷燃料棒热力性能的分析。对比具有不同MPS缺陷尺寸燃料棒的热力学性能模拟结果,完成MPS缺陷尺寸对燃料棒热力性能的敏感性分析。模拟结果表明,MPS缺陷会造成燃料棒中心温度升高,并且在包壳内外表面上出现拉压应力交替的现象;MPS缺陷尺寸越大,该影响越显著。较大的掉块尺寸会对反应堆运行过程中燃料棒的结构完整性造成威胁,应引起注意。

关键词：燃料棒 MPS缺陷热力性能数值模拟

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“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 134-140页

作者：卢喜丰王新军艾红雷吕勇波何风李柄锦张权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

核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行... 详细信息

核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析,得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程,得到了温度与变形的关系。建立三维模型,引入材料非线性,开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究,获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况,分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究,得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明,“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性,“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。

关键词：严重事故快速卸压管道蠕变畅通性

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水下用机器人遥操作模式下主从端设备空间映射控制算法研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 204-209页

作者：杨俊豪王炳炎余志伟蒲耀洲李豪陈茜马山林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

为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制系统组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和... 详细信息

为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制系统组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和工作空间映射算法,并基于两种映射控制算法进行遥操作试验,综合对比试验结果。最后根据核电厂水下清洗任务需要,主要采取响应速度较快的关节空间映射算法用于遥操作模式下的主从端控制。

关键词：核电厂水下清洗机器人控制策略遥操作空间映射

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管束结构流弹失稳的数值预测方法研究

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振动与冲击 2023年第23期42卷 49-54页

作者：冯志鹏蔡逢春臧峰刚齐欢欢黄旋刘帅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

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳... 详细信息

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳态理论、非稳态理论和一维非定常流动理论,推导出目前研究最广泛的三种流弹失稳理论模型的控制方程和关键参数的数学模型;然后,发展理论模型中众多参数的辨识方法,通过仿真数据驱动的方式,获得全套流体力相关参数;最后,以华龙一号蒸汽发生器的传热管为对象,建立管束结构流弹失稳的数值预测方法,并用现有试验数据验证。结果表明,通过CFD计算辨识的流体力相关参数与已有试验结果吻合,CFD计算与理论模型耦合的数值预测方法,具备一定的实用性;完成了数值预测方法的工程应用,预测结果与验证性试验的结论一致;数值预测方法结合了理论建模和CFD计算的优点,同时避免了对海量计算资源的需求、降低对试验数据的依赖,有利于在工程中推广应用。

关键词：流体弹性不稳定(FEI) 计算流体力学(CFD) 管束流致振动

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燃料棒包壳氧化层溶解失效准则研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 116-121页

作者：刘丽莉余红星陈亮邓坚张明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610041

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在... 详细信息

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在熔融锆中溶解失效的准则。以FPT-0实验结果验证后发现该失效准则可以较准确地预测包壳氧化层的溶解失效。为增加该准则在严重事故计算程序中的适用性,在燃料棒设计结构一定的条件下,进一步将该准则量化为温度的函数,分析表明包壳氧化程度和燃料棒温度上升速率是影响包壳氧化层失效温度的主要因素。利用该失效准则可以同时获得包壳氧化层失效后再定位的熔融物的质量及成分含量。

关键词：失效准则包壳氧化溶解动力学严重事故

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核电厂安全级DCS平台SVDU通信机制

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 36-40页

作者：岳婷婷董长龙赵洋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

伴随着自动化技术的快速发展,在核电领域,国产安全级分布式控制系统(DCS)技术发展迅猛.安全级显示单元SVDU是核电厂安全级DCS的一个重要组成部分,其主要功能是向操作员提供接收到的与安全相关的参数信息,同时支持操作员通过SVDU向相关... 详细信息

伴随着自动化技术的快速发展,在核电领域,国产安全级分布式控制系统(DCS)技术发展迅猛.安全级显示单元SVDU是核电厂安全级DCS的一个重要组成部分,其主要功能是向操作员提供接收到的与安全相关的参数信息,同时支持操作员通过SVDU向相关的安全系统发送必要的控制指令.文中设计了SVDU安全通信机制算法,在此基础上提出一种SVDU冗余通信的方案,既保证了安全级DCS平台安全通信的一致性,又有效地提高了SVDU通信的可靠性.

关键词：安全级显示单元通信冗余安全

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基于APROS的核动力系统建模与仿真研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 154-161页

作者：田培妤李毅梁铁波王昌朔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

本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与... 详细信息

本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与热工水力计算程序RELAP5仿真趋势基本一致,验证了模型的有效性。因此,该核动力系统一、二回路匹配性良好,且本文所建立的系统模型能够较准确地模拟核动力系统的运行。

关键词：两环路核动力系统一回路系统二回路系统 APROS 建模仿真

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基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

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核动力工程 2021年第6期42卷 161-166页

作者：宋建余红星邓坚向清安朱大欢许幼幼罗跃建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

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参... 详细信息

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度(CHF)的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。

关键词：衰变热临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 抽样失效率

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