检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2021年第9期55卷 1692-1699页

作者：李兴王强龙邱金荣侯晓凡谭思超武汉第二船舶设计研究所湖北武汉430205 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

事故工况及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为复杂多变,对反应堆安全提出了更高挑战,因此有必要对非稳态下燃料组件内流动换热特性开展研究。基于粒子图像测速(PIV)技术,结合远心镜头和脉冲控制器,实现对燃料... 详细信息

事故工况及海洋条件下反应堆处于非稳态工况,堆芯燃料组件内热工水力行为复杂多变,对反应堆安全提出了更高挑战,因此有必要对非稳态下燃料组件内流动换热特性开展研究。基于粒子图像测速(PIV)技术,结合远心镜头和脉冲控制器,实现对燃料组件内复杂流场的高时空分辨率、长时间的连续测量,获得了流量波动下燃料组件内时空演变的流场结构,分析了棒束通道内速度分布、湍流强度、雷诺应力等瞬时流场信息的空间演变特性。以定常流动下流场分布特性为基准,对比分析了加速度对燃料组件内空间流场分布的贡献特点。实验结果表明:加速流动提高了棒束通道内流层之间的速度梯度,抑制了横向速度和湍流强度;减速流动减弱了棒束通道内流层之间的速度梯度,提高了横向速度和湍流强度。实验结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下的瞬态特性,并为燃料组件的设计和优化奠定基础。

关键词：棒束通道加/减速流动 PIV技术速度分布湍流强度

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基于T-S模糊模型的非线性分布参数系统极点配置P-sD控制

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导航定位与授时 2022年第6期9卷 58-67页

作者：党爱然栾秀春孙贺涛王俊玲周杰杨志达哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

采用Lyapunov直接法讨论分布参数系统的稳定性，建立分布参数系统的Lyapunov函数。为保证分布参数系统稳定，应使Lyapunov函数对时间的微分小于0。由于分布参数系统中存在空间一次微分项与二次微分项，Lyapunov函数对时间的微分中将出... 详细信息

采用Lyapunov直接法讨论分布参数系统的稳定性，建立分布参数系统的Lyapunov函数。为保证分布参数系统稳定，应使Lyapunov函数对时间的微分小于0。由于分布参数系统中存在空间一次微分项与二次微分项，Lyapunov函数对时间的微分中将出现常数项与积分项，针对常数项，引入空间一次微分项来抵消；针对积分项，引入对应的状态反馈来使系统稳定。利用边界条件量化Lyapunov函数对时间的微分中的各项，从而设计控制器，这是一种新的设计P-sD状态控制的方式。其中状态反馈的部分采用极点配置的方法来设计，当分布参数系统中出现状态变量的非线性函数时，采用T-S模糊模型表达，可以通过状态变量的线性组合精确描述非线性项，以便极点配置设计状态反馈。针对两个非线性分布参数数学模型进行仿真，结果证明设计的P-sD状态控制器可以使分布参数系统稳定，并达到期望的效果。

关键词：分布参数系统 Lyapunov稳定性 T-S模糊模型 P-sD状态控制

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反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述

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核安全 2023年第2期22卷 52-58页

作者：王钦马占军王金成丁铭海装沈阳局驻葫芦岛地区某军事代表室葫芦岛125000 海军参谋部核安全评估保障室北京100000 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松... 详细信息

在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。

关键词：物理热工耦合数值仿真反应堆安全分析核热耦合现象松耦合外耦合

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反应堆级钚驱动下钍基高温堆S&B型燃料组件特性分析

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哈尔滨工程大学学报 2020年第5期41卷 771-776页

作者：王金成黄杰丁铭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中广核研究院有限公司广东深圳518026

为了确定反应堆级钚作为钍基高温堆S&B型组件驱动燃料的基本特性,本文以模块式高温气冷堆S&B型燃料组件为研究模型,利用DRAGON程序和JEFF-3.1.1 SHEM-295群截面库进行计算。采用修正四因子公式对钍含量以及钍钚空间分离效应对... 详细信息

为了确定反应堆级钚作为钍基高温堆S&B型组件驱动燃料的基本特性,本文以模块式高温气冷堆S&B型燃料组件为研究模型,利用DRAGON程序和JEFF-3.1.1 SHEM-295群截面库进行计算。采用修正四因子公式对钍含量以及钍钚空间分离效应对初始无限增殖系数影响进行分析。同时,进一步比较了不同空间分离尺度下熔盐与氦气作为冷却剂时初始无限增殖系数的差异。结果表明:随着钍含量的增加,有效增殖系数在S&B 6+3这一空间分离尺度先下降后上升,在其他空间分离尺度均下降,其变化主要由快中子裂变系数的大小随钍含量的变化决定。在钍含量一定时,随着钍钚空间分离尺度增大,初始无限增殖系数增加。熔盐作为冷却剂的初始无限增殖系数在钍含量小于50%情况下较氦气冷却时小,在钍含量大于50%情况下较氦气冷却时大,且不随空间分离尺度发生变化。

关键词：反应堆级钚钍驱动燃料高温堆 S&B型燃料组件空间分离效应 DRAGON 中子学

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事故容错燃料UO2-BeO应用于压水堆燃料组件的中子学分析

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原子能科学技术 2020年第1期54卷 95-102页

作者：张乾王超池晓淼赵强哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中广核研究院有限公司广东深圳518031

本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO2-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明:在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应... 详细信息

本文基于中子学角度对典型压水堆中的事故容错燃料UO2-BeO设计进行分析。选取西屋公司的2D燃料组件问题,使用组件计算程序ALPHA对不同体积分数BeO的燃料进行计算。临界及燃耗计算结果表明:在燃料中加入BeO,一方面由于中子吸收,导致反应性惩罚;另一方面由于BeO的慢化作用,导致反应性补偿,两个相反影响相互竞争共同决定UO2-BeO燃料带来的综合效应。由反应性匹配基准可知,适量增加235 U富集度对维持反应堆整个运行循环的反应性平衡十分必要,其中基准1相对于基准2和3需对燃料富集度进行较大调整才可满足寿期末得到的kinf与参考组件一致。由反应性扰动分析结果可知,当燃料中加入BeO后,燃料温度系数随BeO体积分数的变化基本保持恒定,慢化剂温度系数降低,空泡系数增高。

关键词： BeO 燃料组件中子学反应性

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脉动流条件下棒束通道阻力特性研究

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原子能科学技术 2021年第5期55卷 840-848页

作者：祁沛垚李兴邓坚于晓勇谭思超哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 武汉第二船舶设计研究所湖北武汉430205 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

受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。为研究这一现象,对脉动流条件下5×5燃料棒束的阻力特性进行了试验研究。试验的周期平均雷诺数Re_(ta)=0.8×10^3^9×10^3,脉... 详细信息

受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。为研究这一现象,对脉动流条件下5×5燃料棒束的阻力特性进行了试验研究。试验的周期平均雷诺数Re_(ta)=0.8×10^3^9×10^3,脉动幅值A_u=0.2^0.8,无量纲频率ω′^(1/2)=1.26~2.81。试验结果表明:脉动流条件下流体加速会导致瞬时阻力系数大于对应雷诺数的稳态值,减速会使瞬时阻力系数小于稳态值,且这一偏离值随流体流速的减小而增大。此外,在脉动流过程中,周期平均摩擦阻力系数λ_(ta)和局部阻力系数k_(ta)都大于对应平均雷诺数下的稳态值。通过提出无量纲参数C_f=λ_(ta)/λ_(st)和C_(sg)=k_(ta)/k_(st)来评价脉动流对周期平均阻力系数的影响。C_(f)和C_(sg)随A_u和ω′^(1/2)的增加而增加,随Re_(ta)的增加而减少。且在相同的脉动流参数下,C_(sg)小于C_f,说明流体波动对定位格架局部阻力的影响较小。最后,通过量纲分析,根据阻力系数的变化规律建立了预测λ_(ta)和k_(ta)的计算关系式,得到了较好的预测结果。

关键词：脉动流棒束通道定位格架流动阻力

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气泡破裂及其夹带特性行为测量综述

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原子能科学技术 2020年第9期54卷 1617-1624页

作者：姜娜虞想戚文华王泽平中国国际工程咨询有限公司北京100048 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

自由液面处气泡破裂造成的液滴夹带现象广泛存在于水冷反应堆中,在事故工况下液池中滞留的气溶胶可通过夹带的方式进入气相中,对释放量的准确计算是源项评估的重要基础。气溶胶最终的释放特性由气泡寿命、液膜厚度及产生的液滴尺寸等参... 详细信息

自由液面处气泡破裂造成的液滴夹带现象广泛存在于水冷反应堆中,在事故工况下液池中滞留的气溶胶可通过夹带的方式进入气相中,对释放量的准确计算是源项评估的重要基础。气溶胶最终的释放特性由气泡寿命、液膜厚度及产生的液滴尺寸等参数决定。由于气泡破裂是一复杂且随机的过程,因此液相表面气泡破裂关键参数的测量没有普遍适用的方法,且各方法的测量结果并不互相适用,这就给气溶胶释放特性的研究带来困难。为对该现象进行研究,本文总结了上述物理参数的多种测量方法及部分经验公式,比较了不同测量方法的适用范围,最后展望适用于此领域的测量方法及后续的研究方向。

关键词：气泡液滴夹带气溶胶测量方法

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直接布雷顿循环气冷反应堆系统运行特性分析

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原子能科学技术 2020年第7期54卷 1168-1175页

作者：明杨易经纬方华伟刘凯赵富龙谭思超田瑞峰哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院四川成都610213

基于Matlab/simulink程序,针对小型直接布雷顿循环反应堆系统,通过模块化思想建立该系统数学物理模型,开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动,模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运... 详细信息

基于Matlab/simulink程序,针对小型直接布雷顿循环反应堆系统,通过模块化思想建立该系统数学物理模型,开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动,模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行,得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明,系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理,能为小型直接布雷顿循环反应堆系统的设计、优化与安全分析提供依据。

关键词：布雷顿循环小型气冷反应堆模块化建模动态仿真瞬态运行特性

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5×5棒束通道内流动转捩特性研究

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原子能科学技术 2020年第12期54卷 2376-2384页

作者：郝思佳李兴祁沛垚乔守旭谭思超王啸宇哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院四川成都610041

棒束通道的特殊结构导致其内部流动转捩情况较为复杂,探究其内部流动转捩规律具有重要意义。本文针对棒束通道内的流动转捩特性开展实验与CFD模拟研究,通过实验获得了棒束通道内沿程阻力系数的变化规律;采用不同湍流模型进行了数值模拟... 详细信息

棒束通道的特殊结构导致其内部流动转捩情况较为复杂,探究其内部流动转捩规律具有重要意义。本文针对棒束通道内的流动转捩特性开展实验与CFD模拟研究,通过实验获得了棒束通道内沿程阻力系数的变化规律;采用不同湍流模型进行了数值模拟。结果表明,SST k-ω模型能较好地反映实验结果。进一步对比了不同雷诺数工况下通道内不同位置的沿程阻力系数与湍流强度,发现对于不同子通道,中心子通道湍流强度与沿程阻力系数高于边角子通道;对于同一子通道,子通道中心处湍流强度与壁面切应力高于子通道边缘处。这一结果说明,受壁面影响,棒束内湍流强度、壁面切应力、阻力特性具有不均匀性,这些空间上的不均匀性相互作用会引起总体上棒束转捩点不明显。

关键词：棒束通道转捩沿程阻力系数湍流强度

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空间气冷反应堆堆芯流动换热数值仿真研究

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1264-1271页

作者：孟涛赵富龙程坤曾陈谭思超哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了... 详细信息

以美国普罗米修斯计划反应堆为参考,建立了空间气冷反应堆堆芯结构的三维模型,利用蒙特卡罗方法计算得到了堆芯真实功率分布,并使用Star-CCM+软件开展了1/6堆芯的流动换热计算,分析得到了堆芯温度场、速度场和压力场的分布情况,评估了现有设计中仍待优化之处,并提出了相关的优化建议。计算结果表明,该反应堆设计可将冷却剂加热到工作温度,能满足基本的技术指标。但从优化角度考虑,需对堆芯入口段与出口段进行优化设计,通过改变入口管与压力容器间的角度等,可降低不必要的能量损失,提高堆芯出口温度与速度分布均匀性,同时降低冷却剂对诸如气轮机等设备的不利影响。

关键词：空间气冷反应堆数值模拟流动换热热性

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