检索结果-内蒙古大学图书馆

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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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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基于粒子群优化BP神经网络的核事故源项反演

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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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小型压水堆屏蔽泵的屏蔽套涡损计算方法及应用

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核科学与工程 2024年第4期44卷 832-837页

作者：王智超陆道纲李臻曹琼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

屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽... 详细信息

屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽泵屏蔽套涡流损耗计算经验公式是基于两极千瓦级屏蔽泵提出和修正的,对于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵计算偏差较大,有必要对其开展研究。文章首先针对常用屏蔽泵电机屏蔽套的电涡流损耗开展有限元计算,与实验结果对比,验证了有限元计算方法的精确性;其次,在考虑小型压水堆屏蔽泵特殊设计结构对屏蔽套电涡流损耗影响的基础上,修正了经验公式,使其适用于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵;最后,基于修正后的经验公式提出了半有限元-经验公式结合算法的初步设计算法,应用于某小型压水堆屏蔽泵的结构设计。该方法使屏蔽电机的初步设计更加便捷。

关键词：小型压水堆屏蔽泵涡流损耗

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热辐射特征参数对快堆锥形顶盖空间换热特性影响的研究

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核科学与工程 2024年第1期44卷 55-62页

作者：冯佳琪陆道纲张钰浩于宗玉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

池式钠冷快堆的钠池内充满高温液态钠,其上方覆盖有氩气,高温液态钠主要通过辐射换热及对流换热的方式向快堆主容器上部结构及氩气空间传递热量,其换热特性及其影响因素十分复杂。辐射发射率及液态钠蒸发形成的气溶胶层对主容器上部结... 详细信息

池式钠冷快堆的钠池内充满高温液态钠,其上方覆盖有氩气,高温液态钠主要通过辐射换热及对流换热的方式向快堆主容器上部结构及氩气空间传递热量,其换热特性及其影响因素十分复杂。辐射发射率及液态钠蒸发形成的气溶胶层对主容器上部结构的热工水力特性会造成一定影响。因此,为保证主容器上部结构在不同温度载荷下的安全性与稳定性,十分必要获取不同辐射发射率及不同气溶胶层分布下的温度分布。本研究建立大型池式钠冷快堆主容器上部锥形顶盖空间(以下简称“锥顶盖”)数值计算模型,开展数值模拟计算,得到不同发射率及气溶胶层厚度影响下锥顶盖的温度场。研究结果表明,发射率越高,锥顶盖斜肩及氩气空间温度越高;当气溶胶层存在于靠近钠液面的高度范围时(0~0.2 m),增加其厚度可使氩气空间局部温度升高,但对锥顶盖斜肩温度影响有限。发射率增高53%,则辐射换热量增加31.47%,格拉晓夫数(Gr)减少19.29%,辐射换热效果增强,自然对流效果减弱;气溶胶层高度由0增加到0~0.1 m时,对辐射换热量的吸收增加22.68%,格拉晓夫数(Gr)减少19.29%,气溶胶层高度由0~0.1 m增加到0~0.2 m时,透过气溶胶层的辐射换热量减少了0.04%,格拉晓夫数(Gr)增加了0.9%,辐射换热效果减弱,自然对流效果加强。

关键词：快堆锥形顶盖空间辐射换热自然对流发射率吸收系数

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快堆堆芯三操作头模型出口冷却剂温度振荡流固传递特性实验研究

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核科学与工程 2024年第4期44卷 765-775页

作者：李陈晨陆道纲曹琼杜永琪马本浩非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 华北电力大学核科学与工程学院北京102206

来自堆芯不同通道的冷却剂存在温度差异,当其在堆芯上腔室混合后将产生流体温度振荡,从而会引发周围固体结构的温度振荡。长时间的温度振荡会导致结构的高周疲劳破坏,影响快堆安全运行。针对温度振荡的研究,多为流体的温度振荡,对于流... 详细信息

来自堆芯不同通道的冷却剂存在温度差异,当其在堆芯上腔室混合后将产生流体温度振荡,从而会引发周围固体结构的温度振荡。长时间的温度振荡会导致结构的高周疲劳破坏,影响快堆安全运行。针对温度振荡的研究,多为流体的温度振荡,对于流固热耦合的研究相对较少。本文通过数值模拟计算,确定了三组操作头组合三叶梅花导流筒的实验装置,以水代替钠作为工质开展了堆芯出口温度振荡实验研究,并获得了温度振荡从流体到固体的传递特性。结果表明:流体在冷热操作头交界区域温度振荡比较强烈,在近操作头处冷热流体产生剧烈温度振荡,向中心测量柱底壁面逐渐衰减;固体温度振荡主要发生在壁面附近比较薄的区域,在40 K温差和0.3 m/s流速工况下,温度振荡传递到固体内2.5 mm处几乎消失;基于实验结果,修正了已有的温度振荡衰减经验公式,预测精度在±5.7%以内。

关键词：钠冷快堆三操作头中心测量柱温度振荡流固传递特性

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基于时序深度学习模型的安全壳关键参数快速预测研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 79-84页

作者：冯千懿郭张鹏李仲春张家语赵后剑阮旸晖玉宇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 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

主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使... 详细信息

主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使用短期数据集训练,采用长短时记忆网络(LSTM)和循环神经网络(RNN)建立单参量与多参量协同的时序深度学习模型;由多参量协同模型预测未经训练的长期数据集。研究表明:在同类事故、不同工况下,基于时序深度学习模型的预测具有适用性;基于训练短期数据来预测长期数据方法可行;使用LSTM的单参量模型或多参量协同模型的预测精度比RNN更高,基于LSTM深度学习模型能够有效、高精度快速预测MSLB事故下PCCS瞬态安全参数响应特性,可为事故安全分析提供快速预测分析。

关键词：主蒸汽管道断裂(MSLB) 时序深度学习模型安全分析

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竖直向下浸没式蒸汽直接接触冷凝流型研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1559-1565页

作者：刘海强郭张鹏邱美铭王升飞牛风雷黄彦平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 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四川成都610041

直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种... 详细信息

直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种冷凝流型。研究了各流型对湿阱热分层的影响。实验结果表明,喘振流型和管外颈缩流型会增强湿阱内流体搅混,不易发生热分层,而向上球型脱落流型和向上T型脱落流型易引起热分层。理查森数(Ri)可作为流型转变的无量纲数,Ri<1时为管外颈缩流型,Ri>1时为向上脱落流型。

关键词：直接接触冷凝竖直向下冷凝流型理查森数

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中国高通量堆设计研发及应用现状与展望

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清华大学学报(自然科学版) 2025年

作者：李健徐伟解衡石磊清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心先进反应堆工程与安全教育部重点实验室华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全北京市重点实验室

高通量堆是核科技工业领域重要的辐照试验平台和基础研究设施,在工业、农业、医疗等领域发挥着不可替代的作用。中国高通量堆设计研发始于20世纪60年代,高通量工程试验堆(HFETR)、中国先进研究堆(CARR)、中国绵阳研究堆(CMRR)等高通量... 详细信息

高通量堆是核科技工业领域重要的辐照试验平台和基础研究设施,在工业、农业、医疗等领域发挥着不可替代的作用。中国高通量堆设计研发始于20世纪60年代,高通量工程试验堆(HFETR)、中国先进研究堆(CARR)、中国绵阳研究堆(CMRR)等高通量堆为核能与核技术发展、国民经济建设作出了重要贡献。然而,中国现有高通量堆与国际先进水平仍存在显著差距,主要体现在中子注量率、辐照能力、配套设施、应用领域等方面,制约了战略关键技术的发展。该文归纳了高通量堆的主要技术特征,分析了中国高通量堆的设计研发和应用现状,并从创新驱动、统筹规划、开放共享3个方面对中国高通量堆的发展战略进行了展望。最后指出,通过技术改造升级和资源整合,同步开展新型高通量堆设计研发,可进一步提升中国高通量堆的技术水平和先进性,为核能与核技术发展提供有力支撑。

关键词：高通量堆设计研发辐照应用现状与展望

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基于缩比实验模型的快堆主容器内氩气空间传热特性数值研究

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核科学与工程 2023年第5期43卷 961-970页

作者：罗心越陆道纲冯佳琪于宗玉张钰浩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

池式钠冷快堆主容器内钠液面上方覆盖有氩气,钠液面通过多种传热方式相互耦合,不断向堆容器上部结构传递热量。为了对上部结构进行温度载荷下的强度分析,有必要开展氩气空间传热特性研究。一方面,国内外针对锥顶盖氩气空间传热特性开展... 详细信息

池式钠冷快堆主容器内钠液面上方覆盖有氩气,钠液面通过多种传热方式相互耦合,不断向堆容器上部结构传递热量。为了对上部结构进行温度载荷下的强度分析,有必要开展氩气空间传热特性研究。一方面,国内外针对锥顶盖氩气空间传热特性开展了较多的数值模拟研究,但大多缺乏实验验证。另一方面,虽有少量针对氩气空间的换热特性实验研究,但由于测量技术的制约,仅能获得关键部件的温度分布,难以获得其流动特性,因此对氩气空间复杂的传热特性和传热机理有待进一步研究。本文基于快堆钠液面和氩气空间换热特性缩比实验,开展氩气空间热工水力特性数值模拟,通过与实验结果对比,验证了数值方法的有效性,并在此基础上,对其温度分布及流动特性进行详细研究。研究结果表明:在不同工况下,氩气空间内温度分布总体对称,由于径向热屏蔽的存在,其上部窄流道区域温度明显低于下部氩气大空间温度;径向热屏蔽与底部钠液面间的氩气大空间内,由于瑞利(Ra)数较高,自然对流现象强烈,换热效果较强,在靠近底部钠液面处形成局部涡流,而径向热屏蔽外部窄流道区域内由于Ra数较小,自然对流较弱,主要依靠热辐射和导热进行传热。

关键词：钠冷快堆锥顶盖氩气空间对流换热

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