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失水事故工况下FeCrAl包壳关键基础模型研究综述及评价
1
作者 钱立波 刘余 +5 位作者 陈平 焦拥军 陈伟 黄涛 杜思佳 尹春雨 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期315-327,共13页
福岛核事故后,FeCrAl合金由于具有优秀的高温力学性能、良好的抗高温氧化性和抗辐照肿胀能力,因此成为耐事故燃料包壳候选材料之一。本文在重点分析FeCrAl合金失水事故行为特性国内外研究现状基础上,获得了一套适用于FeCrAl包壳失水事... 福岛核事故后,FeCrAl合金由于具有优秀的高温力学性能、良好的抗高温氧化性和抗辐照肿胀能力,因此成为耐事故燃料包壳候选材料之一。本文在重点分析FeCrAl合金失水事故行为特性国内外研究现状基础上,获得了一套适用于FeCrAl包壳失水事故安全分析的关键基础模型和失效准则:首先,基于失水事故工况下包壳热-机械特性分析,确定了失水事故安全分析所需FeCrAl包壳关键基础模型;其次,根据国内外FeCrAl合金高温氧化实验和理论研究分析评价,推荐采用Robb氧化模型预测FeCrAl合金高温氧化速率;第三,基于国内外FeCrAl合金高温蠕变实验数据分析,开发了基于Norton蠕变定律的FeCrAl包壳高温蠕变模型;第四,基于国内外FeCrAl合金包壳高温爆破实验数据分析,开发了FeCrAl包壳高温爆破模型,初步确定了FeCrAl合金包壳高温爆破应变;最后,基于FeCrAl合金高温氧化失效实验研究结果,确定了失水事故工况FeCrAl包壳高温失效温度。 展开更多
关键词 FeCrAl包壳 失水事故 关键基础模型 综述和评价
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核反应堆堆芯三维跨尺度多物理场耦合分析程序CorTAF开发进展
2
作者 苏光辉 董正阳 +3 位作者 刘凯 王明军 田文喜 秋穗正 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期1-9,共9页
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备,其几何结构复杂,且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证,西安交通大学核反应堆热工水力研究室(NuTHeL)构建... 核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备,其几何结构复杂,且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证,西安交通大学核反应堆热工水力研究室(NuTHeL)构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型,基于开源计算流体动力学(CFD)平台自主开发了通道级核反应堆堆芯三维跨尺度多物理场耦合分析程序CorTAF系列,实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测,并开展了基于国际基准题的确认和验证(V&V)工作。近年来,研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型,目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型(压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等)、涵盖多种物理场(中子物理、热工水力、腐蚀沉积等)、串联多个系统(堆芯、上腔室、下腔室等)的跨尺度耦合计算能力。本文以压水堆CorTAF程序为例,介绍了其主要功能,总结回顾了相关工作,并提出了未来工作展望。 展开更多
关键词 CorTAF 压水堆堆芯 通道级分辨率 多物理场耦合 压力容器跨尺度耦合
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基于CFD的5×5单跨燃料组件热工水力可靠性设计优化
3
作者 张哲 吴天淏 +2 位作者 姜潮 金德升 王俊涛 《核动力工程》 北大核心 2025年第5期124-131,共8页
为探究燃料组件运行工况下热工水力不确定性参数对其安全性与经济性的影响,采用计算流体动力学(CFD)方法对5×5单跨燃料组件进行仿真模拟,并发展基于样本的迁移学习方法开展可靠性分析,从而高效地实现燃料组件可靠性设计优化。结果... 为探究燃料组件运行工况下热工水力不确定性参数对其安全性与经济性的影响,采用计算流体动力学(CFD)方法对5×5单跨燃料组件进行仿真模拟,并发展基于样本的迁移学习方法开展可靠性分析,从而高效地实现燃料组件可靠性设计优化。结果表明,在燃料棒总表面热流密度一定的情况下,通过优化入口流速以及热流密度的分布,燃料棒外表面最高温度降低了2.6℃,且在99%的概率下确保冷却剂温升大于2℃,压降小于4400 Pa。优化结果在保证经济效益的前提下提高了热工安全性,为燃料组件的优化设计提供了新的研究方法。 展开更多
关键词 核燃料组件 计算流体动力学(CFD) 可靠性设计优化
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铅基快堆上腔室内热分层过程数值研究
4
作者 王悦 刘轩铭 +6 位作者 李凤臣 张红娜 蒙舒祺 王欣 毛玉龙 李倩 蔡伟华 《核技术》 北大核心 2025年第7期221-231,共11页
铅基快堆(Lead-based Fast Reactor,LFR)是一种极具发展潜力的第四代核能系统,具有良好的非能动安全性和经济性,但在紧急停堆后上腔室内会出现明显的热分层现象,影响堆芯余热排出,从而引发安全问题。本文通过建立简化的1/6上腔室模型,... 铅基快堆(Lead-based Fast Reactor,LFR)是一种极具发展潜力的第四代核能系统,具有良好的非能动安全性和经济性,但在紧急停堆后上腔室内会出现明显的热分层现象,影响堆芯余热排出,从而引发安全问题。本文通过建立简化的1/6上腔室模型,采用计算流体力学软件STAR-CCM+开展LFR停堆后上腔室内热分层过程的大涡模拟(Large Eddy Simulation,LES)研究,并基于相关实验数据验证了模型计算的准确性。模拟结果表明,在正常运行工况下,内筒小孔不足以影响上腔室内铅铋共晶合金(Lead-Bismuth Eutectic,LBE)流动;停堆后120 s左右热分层界面形成,400 s左右热分层界面升至内筒顶部,且内筒小孔可显著减缓热分层界面的上升速率。研究成果表明,热分层界面处存在大的温度梯度和不规则涡流,停堆后上腔室内热分层的动态演化及界面特性研究具有重要意义。 展开更多
关键词 铅基快堆 停堆 堆芯余热 热分层 大涡模拟
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“华龙一号”核电厂大气排放调节阀快速冷却模式控制研究
5
作者 朱攀 曾山 +2 位作者 黄鹏 罗焯睿 刘亚男 《工业控制计算机》 2025年第1期27-29,共3页
“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷... “华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷却模式进行分析研究,并基于中核集团自主研发的核安全级DCS“龙鳞”平台设计了调节阀快速冷却模式的工程实施方案,最终通过仿真验证了该方案的可行性。该方案可推广应用于后续工程项目。 展开更多
关键词 华龙一号 安全级DCS 大气排放调节阀 快速冷却
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螺旋结构对螺旋三叶燃料元件流动换热影响研究 被引量：2
6
作者 刁思予 赵亚楠 于涛 《核技术》 北大核心 2025年第6期186-195,共10页
螺旋三叶燃料元件(Helical Tri-lobe Fuel,HTF)是一种新型燃料元件,具有比换热面积大、对流换热能力强、机械性能好等特点,在先进核动力和小型核反应堆中有广阔的应用前景。本文对HTF组件内的单相流动以及换热特性进行数值模拟研究,计... 螺旋三叶燃料元件(Helical Tri-lobe Fuel,HTF)是一种新型燃料元件,具有比换热面积大、对流换热能力强、机械性能好等特点,在先进核动力和小型核反应堆中有广阔的应用前景。本文对HTF组件内的单相流动以及换热特性进行数值模拟研究,计算并分析了棒束流域内二次流速度、截面涡量、温度、换热系数等关键参数,获得了螺旋节距、最小间距、叶根弧与叶尖弧半径比等参数对流域流动与换热特性的影响规律。结果表明,HTF元件的螺旋结构可增强冷却剂的横向交混,通过二次流强化对流传热。螺旋节距和最小间距的减小都可以强化HTF元件的换热效果,但螺旋节距大于240 mm,会使冷却剂以及壁面的温度不均匀性大大增加。 展开更多
关键词 螺旋三叶燃料元件 螺旋结构 流动换热 二次流
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氦氙布雷顿循环系统工质热物性及热力性能研究 被引量：1
7
作者 赵正成 罗皓天 +1 位作者 赵亚楠 于涛 《核技术》 北大核心 2025年第4期158-171,共14页
兆瓦级核反应堆结合氦氙布雷顿循环系统能有效满足大型深空探测器、星表基地、深海无人潜航器等特种能源动力装置对大功率、小型化、高可靠电源供应的需求,具有广阔的应用前景和研究价值。目前对氦氙混合气体在非理想状态下的物性研究... 兆瓦级核反应堆结合氦氙布雷顿循环系统能有效满足大型深空探测器、星表基地、深海无人潜航器等特种能源动力装置对大功率、小型化、高可靠电源供应的需求,具有广阔的应用前景和研究价值。目前对氦氙混合气体在非理想状态下的物性研究尚不充分,本文构建了非理想状态下氦氙混合气体的物性计算模型,采用浸没式次临界安全空间反应堆氦氙布雷顿循环系统为研究对象,对氦氙混合气体物性模型进行了验证,分析了不同温度、压力和氦气摩尔分数下氦氙混合气体的物性对绝热系数、相对压损和相对对流换热系数等氦氙布雷顿循环系统热力性能关键参数的影响规律及对热力设备选型的影响。 展开更多
关键词 氦氙混合气体 物性 布雷顿循环 热力性能 核反应堆电源
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基于DOEL-2电厂SGTR事故的LOCUST分析与验证 被引量：1
8
作者 袁波 雷兴 +3 位作者 文青龙 陈康 徐财红 厉井钢 《核动力工程》 北大核心 2025年第1期92-99,共8页
蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故会导致一、二回路热工水力参数大幅波动,严重危害反应堆的安全性,使用国内研发的热工水力系统分析软件LOCUST可以计算SGTR事故中的热工水力参数并预测事故进程。本研究以DOEL-2电厂SGTR事故为研究对象,... 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故会导致一、二回路热工水力参数大幅波动,严重危害反应堆的安全性,使用国内研发的热工水力系统分析软件LOCUST可以计算SGTR事故中的热工水力参数并预测事故进程。本研究以DOEL-2电厂SGTR事故为研究对象,以热工水力系统分析软件LOCUST为计算工具,对DOEL-2电厂进行建模计算,并将计算结果与RELAP5计算结果及实际数据进行对比,评估LOCUST软件对SGTR事故预测的准确性。研究表明,LOCUST软件能够很好地预测SGTR事故过程,计算得到的一回路及二回路相关参数与RELAP5计算结果和实际数据吻合较好,本研究可为LOCUST软件验证提供数据支撑。 展开更多
关键词 DOEL-2电厂 蒸汽发生器传热管破裂(SGTR) LOCUST 数据验证
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基于动态时间规整的子通道程序数据同化技术研究
9
作者 国文慧 姜铭雨 +7 位作者 章静 王明军 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 田文喜 苏光辉 秋穗正 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1407-1415,共9页
为提升子通道程序在核反应堆热工水力分析中的预测精度与可靠性,解决模型与实测数据因时间偏移导致的误差累积问题,本研究提出一种基于动态时间规整(DTW)的数据同化方法,旨为复杂工况下的安全评估与实时监控提供高精度辅助手段。利用DT... 为提升子通道程序在核反应堆热工水力分析中的预测精度与可靠性,解决模型与实测数据因时间偏移导致的误差累积问题,本研究提出一种基于动态时间规整(DTW)的数据同化方法,旨为复杂工况下的安全评估与实时监控提供高精度辅助手段。利用DTW对模型预测与实测温度序列进行非线性时间轴匹配,消除了因功率瞬变或噪声干扰引起的时间偏移;通过集合卡尔曼滤波(EnKF)融合对齐后的时序数据,结合集合统计量迭代修正模型参数。研究结果表明,数据同化技术有效抑制了模型预测误差,尤其在功率阶跃等瞬态工况下,同化路径的波动幅度较独立预测降低30%。因此,本研究提出的DTW-EnKF混合数据同化技术,为核反应堆热工参数实时预测与安全分析提供了可靠工具。 展开更多
关键词 动态时间规整 子通道程序 数据同化 集合卡尔曼滤波
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基于深度学习的蒸汽发生器三维稳态温度场快速预测研究
10
作者 叶伊博 何少鹏 +3 位作者 王明军 田文喜 秋穗正 苏光辉 《核动力工程》 北大核心 2025年第5期274-284,共11页
为建立蒸汽发生器三维稳态温度场快速预测方法,以快速计算核反应堆关键设备在不同工况下的稳态响应,本研究采用卷积神经网络算法及Transformer算法,对立式自然循环U型管蒸汽发生器的三维稳态温度场进行预测。通过计算流体动力学(CFD)仿... 为建立蒸汽发生器三维稳态温度场快速预测方法,以快速计算核反应堆关键设备在不同工况下的稳态响应,本研究采用卷积神经网络算法及Transformer算法,对立式自然循环U型管蒸汽发生器的三维稳态温度场进行预测。通过计算流体动力学(CFD)仿真计算得到不同边界条件下的蒸汽发生器多平面的稳态温度场分布,经过插值方法得到可以用于深度学习算法训练、测试的训练集和测试集数据库,采用上述两种深度学习算法对训练集数据库进行训练,再使用测试集数据库对算法的效果进行评价。结果表明:深度学习算法在预测蒸汽发生器三维稳态温度场时,可以将预测时间缩短到0.3 s,温度场预测误差不大于1 K,可以对三维稳态温度场进行实时预测。 展开更多
关键词 卷积神经网络算法 Transformer算法 蒸汽发生器 快速预测 三维温度场
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铅铋合金低流量对流传热及格架效应数值研究
11
作者 袁搏 孙杰 +2 位作者 肖瑶 丁冠群 顾汉洋 《核动力工程》 北大核心 2025年第1期128-135,共8页
铅冷快堆的冷却剂铅铋合金(LBE)的传热特性相较于水等常规介质不同,为此本文对LBE在低流量下的流动传热特性及其格架效应进行了数值研究。通过和已有实验数据对比并结合先前研究确定了合适的湍流普朗特数模型和湍流模型,基于此采用计算... 铅冷快堆的冷却剂铅铋合金(LBE)的传热特性相较于水等常规介质不同,为此本文对LBE在低流量下的流动传热特性及其格架效应进行了数值研究。通过和已有实验数据对比并结合先前研究确定了合适的湍流普朗特数模型和湍流模型,基于此采用计算流体动力学(CFD)方法进行了LBE低流量对流传热计算,结果表明随着浮升力效应的增强,上升流传热先弱化后强化,下降流则一直表现为强化,此规律同水类似;但由于LBE普朗特数极低的特性,其整体的传热强、弱化程度相较于水大幅降低。在带有格架的管内CFD计算中发现在格架下游出现传热局部强化,该强化程度随浮升力效应增加而降低并逐渐消失,且格架下游死区强度和长度均随浮升力效应增加而呈现先增加后减少的趋势,转折点大致位于传热弱化区上升段和传热强化区的分界点。此外,在传热强化区并未出现传热振荡现象,此规律与水不同。 展开更多
关键词 铅铋合金 混合对流 格架 湍流普朗特数 传热弱化
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基于可视化实验的双层熔融池传热及分层界面硬壳特性研究
12
作者 余剑 张亚培 +2 位作者 苏光辉 田文喜 秋穗正 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期102-108,共7页
为了研究双层熔融池氧化层与金属层之间的分层界面硬壳形成特性,分析界面硬壳对熔融池流动传热的影响,设计搭建了可视化双层熔融池实验装置。50 mol%NaNO3-50 mol%KNO3混合熔盐与高温导热油分别作为氧化层与金属层的模拟物,熔融池修正... 为了研究双层熔融池氧化层与金属层之间的分层界面硬壳形成特性,分析界面硬壳对熔融池流动传热的影响,设计搭建了可视化双层熔融池实验装置。50 mol%NaNO3-50 mol%KNO3混合熔盐与高温导热油分别作为氧化层与金属层的模拟物,熔融池修正瑞利数在10~9~1012范围内。开展了6组实验,观察到了界面硬壳的动态形成特性,获得了熔融池温度、侧壁面热流密度、硬壳厚度和传热特性关系式,分析了界面硬壳对双层熔融池传热特性的影响。结果表明,界面硬壳从侧壁面开始生长,且形成的界面硬壳将会削弱双层熔融池向上传热,并导致熔融池最高温度出现在界面硬壳下方。本研究解决了双层熔融池界面硬壳生长过程难以观察的问题,总结了界面硬壳状态变化规律,能够为严重事故安全分析提供数据支撑。 展开更多
关键词 严重事故 双层熔融池 界面硬壳 自然对流
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钠-水直流蒸汽发生器径向热工水力特性研究
13
作者 冯振宇 刘雅鹏 +5 位作者 王博 张大林 李新宇 田文喜 秋穗正 苏光辉 《核动力工程》 北大核心 2025年第1期73-82,共10页
钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆的重要设备,传统的蒸汽发生器一维热工水力系统分析程序无法考虑径向热工水力参数分布,不适用于疲劳和热应力分析。为了计算蒸汽发生器的径向热工水力参数分布,采用管网、管道和蒸汽发生器部件相结合的方... 钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆的重要设备,传统的蒸汽发生器一维热工水力系统分析程序无法考虑径向热工水力参数分布,不适用于疲劳和热应力分析。为了计算蒸汽发生器的径向热工水力参数分布,采用管网、管道和蒸汽发生器部件相结合的方法开发了TCOSS-2D程序。首先,利用TCOSS-2D对中国示范快堆(CFR600)蒸汽发生器原型样机进行了径向多层建模和热工水力计算,结果表明程序计算的瞬态响应变化趋势与实验符合良好,验证了程序的径向热工水力计算能力;其次,考虑了钠-水直流蒸汽发生器钠侧径向不均匀流量分配,结果表明钠侧径向不均匀流量分配对蒸发器径向温度差异影响大于过热器,瞬态变化过程中钠侧的非均匀流量分配对水侧的不均匀性影响相对较小。因此,本研究开发的钠-水直流蒸汽发生器数值模型能够用于其径向热工水力特性的分析。 展开更多
关键词 TCOSS-2D 钠-水直流蒸汽发生器 径向热工水力 程序验证
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西安脉冲堆超设计基准事故模型开发与验证
14
作者 陈森 李华琪 +5 位作者 李达 陈立新 田晓艳 石磊太 罗小飞 朱磊 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期61-67,共7页
西安脉冲堆(XAPR)采用铀氢锆燃料元件,固有安全性好。但随着XAPR长时间运行,堆芯可能发生严重事故,导致燃料元件包壳破损,因此需要开展XAPR超设计基准事故分析研究。本文基于ISAA程序,通过添加物性模型、燃料氧化模型、燃料棒力学模型... 西安脉冲堆(XAPR)采用铀氢锆燃料元件,固有安全性好。但随着XAPR长时间运行,堆芯可能发生严重事故,导致燃料元件包壳破损,因此需要开展XAPR超设计基准事故分析研究。本文基于ISAA程序,通过添加物性模型、燃料氧化模型、燃料棒力学模型和点堆动力学模型,开发了适用于XAPR的超设计基准事故一体化分析程序,并对所添加模型的准确性和适用性进行了验证。最后基于所开发的程序分别计算分析了XAPR稳态运行工况和大破口失水事故工况,并与文献结果进行比较,计算结果符合良好。本文开发的模型适用于XAPR模拟分析,为后续深入开展XAPR超设计基准事故计算分析奠定了基础。 展开更多
关键词 西安脉冲堆(XAPR) 严重事故 程序开发 模型验证
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自然循环铅铋堆无保护超功率和无保护失热阱事故安全分析
15
作者 钱雅兰 林千 +3 位作者 袁春田 汤春桃 赵金坤 陈其昌 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期489-496,共8页
为掌握小型自然循环铅铋堆热工安全性能,针对250 MW自然循环铅铋堆概念设计,采用RELAP5/MOD4.0程序对一回路冷却剂系统进行热工特性研究,对其安全运行带来较大影响的无保护超功率(UTOP)、无保护失热阱(ULOHS)和无保护超功率叠加无保护... 为掌握小型自然循环铅铋堆热工安全性能,针对250 MW自然循环铅铋堆概念设计,采用RELAP5/MOD4.0程序对一回路冷却剂系统进行热工特性研究,对其安全运行带来较大影响的无保护超功率(UTOP)、无保护失热阱(ULOHS)和无保护超功率叠加无保护失热阱事(UTOP+ULOHS)事故进行安全分析,探究不同事故下系统响应特性。研究结果表明,稳态计算结果与设计参数吻合度高。UTOP和ULOHS事故后,反应堆具有较大的安全裕量,体现了铅铋堆良好的固有安全特性;但对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆安全裕量小,尤其是包壳峰值温度易超过限值。本文给出的铅铋堆安全分析方法可为进一步优化小型自然循环铅铋堆的设计提供一定参考。 展开更多
关键词 自然循环 铅铋堆 RELAP5 安全分析
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COSINE软件中气泡和液滴模型及参数的不确定性量化研究
16
作者 程以炫 孟召灿 +4 位作者 张昊 黄挺 赵萌 周帆帆 杨燕华 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1026-1034,共9页
为提高COSINE多相场代码用于最佳估算大破口失水事故的准确性和鲁棒性,本文基于热工分离实验和水力台架试验,采用该代码进行了建模和数值计算。并通过两种灵敏度量化分析方法,给出并分析了温度、水装量等数据的计算误差。此外,对影响参... 为提高COSINE多相场代码用于最佳估算大破口失水事故的准确性和鲁棒性,本文基于热工分离实验和水力台架试验,采用该代码进行了建模和数值计算。并通过两种灵敏度量化分析方法,给出并分析了温度、水装量等数据的计算误差。此外,对影响参数进行了定量分析,并对参数之间的交互作用进行了讨论。结果表明:下降段水装量结果的计算带很宽,再淹没结果的计算带范围很窄;液滴直径限制对下降段水装量影响起主要作用,气相和液滴摩擦系数对再淹没阶段包壳最高温度影响最为显著。此外,参数模型的交互作用广泛存在,液滴和气泡直径限制对数值计算的影响明显;液滴相间摩擦对其与壁面间换热有显著影响。 展开更多
关键词 大破口失水事故 COSINE多相场子通道代码 气泡 液滴 不确定性传热参数
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基于深度神经网络的热管反应堆堆芯单通道温度预测
17
作者 余鑫 王家浚 +4 位作者 郭凯伦 张泽秦 田文喜 苏光辉 秋穗正 《核动力工程》 北大核心 2025年第S1期75-81,共7页
热管反应堆因其设计独特性和高效的热传导性能成为核能发电的有力候选者。然而,其堆芯温度场的准确监测仍是关键挑战。本文基于深度学习技术,探索了一种全新的堆芯温度快速预测方法。通过建立反向传播神经网络(BPNN)模型,训练大量堆芯... 热管反应堆因其设计独特性和高效的热传导性能成为核能发电的有力候选者。然而,其堆芯温度场的准确监测仍是关键挑战。本文基于深度学习技术,探索了一种全新的堆芯温度快速预测方法。通过建立反向传播神经网络(BPNN)模型,训练大量堆芯模拟数据,可实现利用6个温度测点预测堆芯单通道截面温度场。BPNN模型训练结果表明,选择合适的神经元数量和隐藏层层数,可有效提高预测精度并且减少过拟合风险。本研究的BPNN模型在测试集上的平均绝对误差为1.06K,显示出较好的预测能力和较低的误差水平,且误差较为集中在角燃料棒以及换热剧烈的区域。 展开更多
关键词 热管反应堆 固态堆芯 深度学习 反向传播神经网络(BPNN) 温度预测
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运动条件下的圆管临界热流密度试验及数值模拟研究
18
作者 夏斌卓 夏凡莛 +3 位作者 张魁 陈荣华 田文喜 秋穗正 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第6期1272-1283,共12页
船用核反应堆在海洋条件下运行时,堆芯受到运动条件的影响,其流动换热特性有所改变。临界热流密度作为核反应堆堆芯重要的热工水力特性,其在运动条件下的研究匮乏。本研究针对运动条件下的临界热流密度特性,设计并搭建了六自由度运动条... 船用核反应堆在海洋条件下运行时,堆芯受到运动条件的影响,其流动换热特性有所改变。临界热流密度作为核反应堆堆芯重要的热工水力特性,其在运动条件下的研究匮乏。本研究针对运动条件下的临界热流密度特性,设计并搭建了六自由度运动条件临界热流密度试验台架(PERFORM),采用圆管试验段对热工试验回路进行了标定,开展了运动条件下的圆管临界热流密度试验,揭示了运动条件下的临界热流密度机理。基于试验结果开发了一套运动条件下的临界热流密度数值模拟方法,为运动条件下的圆管临界热流密度特性提供了必要的数据支撑和可靠的预测方法。 展开更多
关键词 运动条件 临界热流密度 圆管 数值模拟
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基于物理约束神经网络的窄矩形通道流场求解方法
19
作者 张晓颖 袁德文 +1 位作者 毕景良 黄彦平 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期266-272,共7页
为了探索物理约束神经网络(PINN)在热工水力计算领域的应用潜力,本研究选取了窄矩形通道内层流和湍流状态下的多个工况,使用计算流体动力学(CFD)方法获得标签数据,并将连续性方程和Navier-Stokes方程(N-S方程)嵌入到神经网络模型中进行... 为了探索物理约束神经网络(PINN)在热工水力计算领域的应用潜力,本研究选取了窄矩形通道内层流和湍流状态下的多个工况,使用计算流体动力学(CFD)方法获得标签数据,并将连续性方程和Navier-Stokes方程(N-S方程)嵌入到神经网络模型中进行预测。研究结果表明,对于窄矩形通道内的不可压缩流动,PINN模型能够准确还原层流工况下的流场特点;湍流工况下可通过调整模型的损失项权重,使预测解与CFD数值解达到较好的一致性。因此,PINN模型能够应用于窄矩形通道的流场计算,并可进一步为更多场景下的流场快速分析积累经验。 展开更多
关键词 物理约束神经网络(PINN) 窄矩形通道 Navier-Stokes方程(N-S方程)
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高温气冷堆多组分流动换热耦合系统的Newton-Krylov求解方法研究
20
作者 唐焕燃 张汉 +4 位作者 刘礼勋 彭心茹 邬颖杰 郭炯 李富 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第2期348-359,共12页
高温气冷堆的进水事故和进气事故是需要特殊考虑的事故,这两类事故中空气或水蒸气会与堆芯石墨发生化学反应生成多种气体并腐蚀石墨。研究化学腐蚀现象的前提是对堆芯中多种气体的流动扩散现象进行研究,相比于单组分问题,这是一个更为... 高温气冷堆的进水事故和进气事故是需要特殊考虑的事故,这两类事故中空气或水蒸气会与堆芯石墨发生化学反应生成多种气体并腐蚀石墨。研究化学腐蚀现象的前提是对堆芯中多种气体的流动扩散现象进行研究,相比于单组分问题,这是一个更为复杂的非线性耦合系统,需要稳定、准确、高效求解。本文以计算性能优异的Newton-Krylov(NK)方法为耦合框架,针对高温气冷堆特点,开发了多组分气体流动耦合计算模块,提出了基于物理特性的NK修正算法,避免非物理解的中间迭代值。通过与高温气冷堆分析程序TINTE的对比验证了新程序的正确性。测试结果表明,在计算效率上NK算法的计算性能约为Picard算法的6~7倍。 展开更多
关键词 高温气冷堆 多物理场 多组分气体 Newton-Krylov算法
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