检索结果-内蒙古大学图书馆

核电子学与探测技术 2025年第3期45卷 371-381页

作者：游清悦曹博彭丁萍李中昊缪学伟陈洲亮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

核事故发生后,快速准确地估算源物质的释放速率对于提升核应急响应速度及确保决策的可靠性至关重要。本文选择碘-131(~(131)I)核素的释放速率作为源项反演的目标值,利用课题组开发的放射性核素大气扩散模拟程序RADC生成神经网络训练所... 详细信息

核事故发生后,快速准确地估算源物质的释放速率对于提升核应急响应速度及确保决策的可靠性至关重要。本文选择碘-131(~(131)I)核素的释放速率作为源项反演的目标值,利用课题组开发的放射性核素大气扩散模拟程序RADC生成神经网络训练所需的数据集。利用Matlab构建了粒子群算法(Particle Swarm Optimization,PSO)优化误差反向传播(Back Propagation,BP)神经网络的核事故源项反演模型,同时考虑了粒子群算法中超参数和适应度函数的不同对算法优化性能的影响。结果表明:PSOBP模型源项反演测试结果的平均绝对百分比误差为2.14%,平均绝对误差为0.011437,均方差为0.000685,各个评价指标明显优于BP神经网络,验证了该模型的可行性,有助于快速核应急响应。

关键词：源项反演 BP神经网络粒子群优化参数优化适应度函数

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基于连续数值模拟的筒仓卸载过程中颗粒物压强及其速度场分析

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物理学报 2019年第13期68卷 224-232页

作者：周益娴华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室

应用基于局部本构理论的连续数值模拟方法,研究出口在底部和侧面的颗粒物在类三维矩形容器内的卸载现象.重点是容器厚度W和出口高度D对颗粒物压强与速度的影响.受力分析和数值模拟结果均表明,距离出口较近区域的颗粒物压强与W及D呈现如... 详细信息

应用基于局部本构理论的连续数值模拟方法,研究出口在底部和侧面的颗粒物在类三维矩形容器内的卸载现象.重点是容器厚度W和出口高度D对颗粒物压强与速度的影响.受力分析和数值模拟结果均表明,距离出口较近区域的颗粒物压强与W及D呈现如下相关性:当D/W足够小时,压强只与D相关;当D/W足够大时,压强只与W相关.且出口在底部和侧面时均有上述结果.模拟结果还显示,当出口在底部时,对于模拟中所有D/W值,出口中心处法向速度只和D相关;当出口在侧面时,颗粒物出口中心处法向速度则与压强变化规律一致.由此可见,出口处的压强并不控制颗粒物的出口法向速度.另外,与出口在侧面相比,出口在底部时,造成流量相关性规律改变的D/W临界值较大,一般实际情况无法满足,因此出口中心处法向速度只与D相关,始终满足Beverloo定律.

关键词：局部本构关系连续数值模拟颗粒物质筒仓卸载

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LOCA后安全壳碎片对压水堆燃料组件的压降影响试验研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 24-29页

作者：王达牛风雷梁瑞仙卓卫乾刘军华北电力大学非能动核能安全技术重点实验室

为研究压水堆核电厂失水事故(LOCA)后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失,本试验搭建相应台架,分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况,定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明,碎片几乎都堆积在组... 详细信息

为研究压水堆核电厂失水事故(LOCA)后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失,本试验搭建相应台架,分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况,定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明,碎片几乎都堆积在组件下半段尤其是下管座;碎片量相同时,碎片同时添加方案比依次添加方案造成的压降更大;化学沉淀物对碎片床有压实效应,可造成更显著的压头损失;即使极限工况仍有足够的冷却剂进入堆芯排出余热。

关键词：失水事故(LOCA) 燃料组件碎片床压降压实效应

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老化效应对涂层表面池沸腾传热性能的影响

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 93-102页

作者：钟达文廉学新史昊鹏韩昱程华北电力大学北京市非能动核能安全技术重点实验室北京102206

压力容器外部冷却(ERVC)是第三代压水堆核电站严重事故缓解策略的关键技术,其表面临界热流密度(CHF)决定了压力容器的完整性。为探究压力容器真实材料SA508钢表面老化对涂层表面CHF特性的影响,开展了SA508钢光表面和基于SA508钢的TC4钛... 详细信息

压力容器外部冷却(ERVC)是第三代压水堆核电站严重事故缓解策略的关键技术,其表面临界热流密度(CHF)决定了压力容器的完整性。为探究压力容器真实材料SA508钢表面老化对涂层表面CHF特性的影响,开展了SA508钢光表面和基于SA508钢的TC4钛合金多孔涂层表面在不同老化状态下的沸腾换热特性实验研究。结果表明:SA508钢光表面在水中会快速氧化,随着老化的加深,其CHF呈上升趋势,上升幅度在20%以内;CHF增强的原因在于SA508钢氧化生成了能改善表面润湿性的Fe3O4磁性微纳米颗粒层。随着氧化的加深,TC4涂层表面由超亲水特性变为疏水特性,基体SA508钢生成的氧化物易堵塞涂层孔隙,CHF呈恶化趋势。

关键词：相变传热涂层沸腾换热临界热流密度氧化

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常温C^(4+)辐照对多晶HIP-SiC力学性能的影响

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原子能科学技术 2022年第12期56卷 2601-2606页

作者：易柏全刘旭东郝祖龙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

热等静压(HIP)法具有提高材料致密度、抑制晶粒生长、避免晶粒取向等优点,常用于制备多晶6H-SiC材料。为探究HIP法制备的多晶6H-SiC辐照损伤特性,评价HIP工艺下碳化硅材料作为耐事故燃料包壳的可行性,以多晶6H-SiC为研究对象,分析样品... 详细信息

热等静压(HIP)法具有提高材料致密度、抑制晶粒生长、避免晶粒取向等优点,常用于制备多晶6H-SiC材料。为探究HIP法制备的多晶6H-SiC辐照损伤特性,评价HIP工艺下碳化硅材料作为耐事故燃料包壳的可行性,以多晶6H-SiC为研究对象,分析样品辐照前后的性能、结构等变化。为防止其他元素对实验造成影响,实验采用的辐照离子为C ^(4+),辐照剂量为1.8 dpa和5 dpa,并设置1组未辐照样品作对比。通过运用SEM、纳米压痕、XRD、拉曼光谱等测试分析多晶6H-SiC在离子辐照前后表面特征和性能参数的变化。研究结果表明,样品材料元素成分占比无明显变化,而硬度略有下降,晶格呈现损伤现象,但辐照很快趋于饱和且结构上未发生改变。因此从离子辐照方面分析,整体上HIP制备的多晶6H-SiC抗辐照能力较强,具有作为未来事故容错燃料基体的可能性。

关键词：耐事故燃料包壳 HIP-SiC 离子辐照性能表征

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微流体惯性撞击器气溶胶过滤行为研究

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原子能科学技术 2023年第11期57卷 2101-2109页

作者：冯开源郭张鹏汪浩男毛子岳牛风雷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

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置,实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为,开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究... 详细信息

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置,实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为,开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究表明,可视化实验能反映撞击器内气流流向及气溶胶运动轨迹。气溶胶在过滤单元处的沉积位置主要集中在过滤单元的上表面及微流道的内壁面,过滤效率可达60%以上。同时,由于撞击器通道表面特性随气溶胶的沉积而改变,容尘条件下的气溶胶过滤效率逐渐增加。而当惯性撞击器内载气流速大于临界值时,过滤效率会因气溶胶的再悬浮而降低。

关键词：气溶胶惯性撞击器过滤效率安全壳过滤排放系统

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基于先进节块法的六边形三维中子物理程序的开发与验证

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原子能科学技术 2022年第2期56卷 351-359页

作者：陆道纲吕思宇隋丹婷郭劲松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重点实验室北京102206

六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡... 详细信息

六边形燃料组件在液态金属冷却快堆尤其是钠冷快堆中被广泛应用,针对这类堆型的设计与安全分析需要对堆芯中子通量与中子流进行三维全堆芯耦合计算。经过多年发展,目前已有多种解析节块法、积分节块法、节块展开法等先进节块法能在笛卡尔坐标系下较为精确求解多维中子扩散方程。本文通过径向半解析节块法耦合轴向高阶节块展开法的综合节块方法开发了反应堆三维中子物理计算软件SA-HNHEX,并对VVER-440二维、三维基准题进行建模与仿真计算。计算结果与参考值符合较好,初步验证了使用该方法进行反应堆堆芯中子扩散计算的正确性。

关键词：六边形节块法中子扩散方程半解析节块法高阶节块展开法液态金属冷却快堆

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压水堆乏燃料单棒冷却液膜流动特性实验研究

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原子能科学技术 2022年第10期56卷 2061-2068页

作者：曹琼蒋鹤元丁笑陆道纲李臻王孝天华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是影响冷却效果的重要因素,国内外学者还未对其做过详细的研究。本文使用光学法研究... 详细信息

为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是影响冷却效果的重要因素,国内外学者还未对其做过详细的研究。本文使用光学法研究了在不同雷诺数(Re)条件下,对单根乏燃料棒进行喷淋冷却所形成的液膜厚度随时间和空间的变化。利用CCD相机采集液膜图像,并经过处理得到了清晰的液膜厚度图像和与图像吻合良好的数据。实验结果表明:当Re为608~7538时,瞬态液膜厚度最大值出现在Re=7085的条件下,其值为2.36 mm;随着Re的增加,时均液膜厚度会随之增加,并且液膜波动的振幅也会随之增加;在沿棒方向上,随着距棒顶距离的增加,液膜厚度会逐渐减小并趋于平稳,并且随着Re的增加,平稳部分会出现在距棒顶更远的位置。对乏燃料单棒冷却液膜流动特性的研究,为确定具有有效冷却能力的最小喷淋流量奠定了基础。

关键词：乏燃料棒喷淋冷却液膜厚度光学法

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考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1324-1330页

作者：陆道纲李奕彤刘宏达刘雨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

为准确模拟快堆堆本体中液体晃动对主容器的作用,本文建立了一种考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法,不仅保证加速度相似比严格为1,还保证了流体与结构的质量比与原堆的相同。依照上述试验模化方法,分别设计了与快堆原型比尺... 详细信息

为准确模拟快堆堆本体中液体晃动对主容器的作用,本文建立了一种考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法,不仅保证加速度相似比严格为1,还保证了流体与结构的质量比与原堆的相同。依照上述试验模化方法,分别设计了与快堆原型比尺为1∶25(大)和1∶50(小)两个缩比试验模型。为验证上述理论方法的有效性,对这两个模型进行了地震动力学数值模拟,并比较了大模型和小模型的模拟结果。比较结果表明,大、小模型的地震动响应参数比值满足推导得到的理论准则,从而通过数值试验方法验证了上述模化方法的有效性。该模化方法可为快堆堆本体抗震试验提供理论依据。

关键词：快堆堆本体模化方法流固耦合抗震试验

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基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1633-1643页

作者：隋丹婷张浩宇樊芮伶陆道纲张钰浩于倩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

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热... 详细信息

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。

关键词： AP1000内置换料水箱非能动余热排出热交换器缩比实验 RELAP5 COSINE

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