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基于有限体积求解平台的核反应堆系统分析求解器开发
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作者 武文强 张大林 +5 位作者 黄涛 冯振宇 杜鹏 田文喜 秋穗正 苏光辉 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期76-86,共11页
随着数值反应堆技术的发展,基于统一平台的多尺度耦合求解是一大研究热点。鉴于有限体积求解平台OpenFOAM的高度可拓展性和三维求解特征,本文开发了准一维求解器STACO以探究该平台下系统分析的可行性。该求解器采用结构化网格构建贴近... 随着数值反应堆技术的发展,基于统一平台的多尺度耦合求解是一大研究热点。鉴于有限体积求解平台OpenFOAM的高度可拓展性和三维求解特征,本文开发了准一维求解器STACO以探究该平台下系统分析的可行性。该求解器采用结构化网格构建贴近真实物理的几何实体,具备三维求解特征,同时通过简化控制方程及配套开发的本构模型与热构件库,实现了对单相流动换热的高效模拟。通过单管及系统回路算例验证,STACO的计算结果与RELAP5吻合良好,表明其能准确预测热工参数分布,证实了基于OpenFOAM开展系统级分析的可行性。当前工作正向两相流模型、多域耦合等方面拓展,旨在依托OpenFOAM的开放架构构建统一的多尺度求解框架。 展开更多
关键词 OPENFOAM 求解器开发 系统分析
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铅铋快堆全堆芯三维热工水力特性分析程序CorTAF-LBE开发及应用
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作者 秋涵瑞 刘凯 +4 位作者 王明军 黎素芬 蔡幸福 田文喜 苏光辉 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期163-173,共11页
铅铋快堆堆芯内燃料组件数量繁多、几何结构复杂,若直接采用传统计算流体动力学(CFD)方法对全堆芯建立精细几何建模生成控制体网格并进行模拟,将导致巨大的计算资源消耗。本文针对铅铋快堆全堆芯三维热工水力分析的需求,综述了基于开源... 铅铋快堆堆芯内燃料组件数量繁多、几何结构复杂,若直接采用传统计算流体动力学(CFD)方法对全堆芯建立精细几何建模生成控制体网格并进行模拟,将导致巨大的计算资源消耗。本文针对铅铋快堆全堆芯三维热工水力分析的需求,综述了基于开源CFD平台OpenFOAM开发的高分辨率铅铋快堆全堆芯三维热工水力分析程序CorTAF-LBE的理论基础、建模策略与应用成果。该程序在CorTAF系列的框架下,结合铅铋快堆的结构与运行特征,建立了燃料棒与冷却剂间高保真流动换热模型,实现了在有限计算资源下的子通道级精细化求解。通过多尺度耦合与跨求解器信息传递技术,程序能够对堵流、热分层等复杂瞬态工况进行可靠模拟,获取堆芯内关键热工参数分布及结构响应特征。本文重点介绍了CorTAF-LBE的程序架构、关键物理模型及验证思路,系统梳理其在堵流事故与停堆热分层分析中的主要成果,并总结其在堆芯安全评估与设计优化中的应用潜力和未来发展方向。 展开更多
关键词 铅铋快堆 通道级 热工水力特性 盒间流 全堆芯
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PbO污垢层对铅铋堆绕丝燃料组件稳态传热特性的影响研究
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作者 何丽芬 黄军林 +5 位作者 朱小良 韩斌 王斐菲 郭建伟 涂益友 徐青蓝 《动力工程学报》 北大核心 2026年第4期69-78,共10页
为研究表面污垢沉积对铅铋堆绕丝燃料组件热工水力性能的影响,建立表面均匀覆盖氧化铅(PbO)污垢层的19棒束绕丝燃料组件稳态传热数值模型,考虑铅铋与燃料包壳、绕丝和污垢层之间的流固共轭换热,分析污垢层厚度、铅铋质量流量和总加热功... 为研究表面污垢沉积对铅铋堆绕丝燃料组件热工水力性能的影响,建立表面均匀覆盖氧化铅(PbO)污垢层的19棒束绕丝燃料组件稳态传热数值模型,考虑铅铋与燃料包壳、绕丝和污垢层之间的流固共轭换热,分析污垢层厚度、铅铋质量流量和总加热功率对燃料组件温度场和流场的影响,获得了组件内铅铋温度和流速分布、燃料包壳壁温变化规律。结果表明:表面覆盖较薄(≤40μm)的PbO污垢层对燃料组件整体传热系数的影响较小,但会致使包壳温度升高;PbO污垢层厚度增加,组件包壳外壁面周向最大温度轴向分布均匀,截面周向温度呈现非线性变化;增大铅铋流量、减小加热功率,结垢包壳外壁面最大温度的温升幅度降低;污垢层厚度增加,边界条件对包壳温度的影响增大;相较于表面均匀覆盖污垢层的情况,由垢物沉积、部件脱落等所引发的局部堵塞会导致包壳的局部温度骤增,应避免发生此种情况。 展开更多
关键词 绕丝燃料组件 铅铋 PBO 传热特性 数值模拟
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基于preCICE的多尺度耦合不确定性分析方法研究
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作者 董士豪 邓俊杰 +3 位作者 黄喆 刘紫静 李卫 赵鹏程 《核技术》 北大核心 2026年第3期136-147,共12页
当前反应堆热工水力多尺度耦合研究主要聚焦于多尺度耦合程序开发与验证,针对耦合程序不确定性的系统性研究仍较为匮乏。本研究基于preCICE开源框架,集成计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)程序FLUENT、子通道程序SUBCHANF... 当前反应堆热工水力多尺度耦合研究主要聚焦于多尺度耦合程序开发与验证,针对耦合程序不确定性的系统性研究仍较为匮乏。本研究基于preCICE开源框架,集成计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)程序FLUENT、子通道程序SUBCHANFLOW以及DAKOTA不确定性量化模块,构建多尺度耦合不确定性分析程序。通过建立3×3棒束模型,开展稳态与瞬态条件下的数值验证,并进行不确定性量化与灵敏度分析。研究结果显示:1)稳态工况下耦合系统轴向温度分布与单体程序计算结果最大相对误差为1.65%,误差较小;2)瞬态验证中,入口流量正弦扰动工况下,出口流量波动在周期和相位上完全同步;3)不确定性量化表明冷却剂温度、包壳峰值温度等参数平均值位于95%置信区间内,标准差小,计算可信度高;4)灵敏度分析揭示出口压力和燃料棒热流密度对系统响应量影响较大,入口质量流量和包壳热导率分别对不同响应量产生显著的负向影响,研究结果验证了多尺度耦合系统在动态工况下的响应可靠性。 展开更多
关键词 preCICE开源耦合库 多尺度耦合 不确定性分析 子通道程序 CFD程序
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大栅板联箱流量分配的优化设计
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作者 王予烨 张东辉 +2 位作者 周志伟 冯预恒 刘光耀 《科学技术与工程》 北大核心 2026年第2期623-630,共8页
钠冷快堆的堆芯流量分配直接影响着安全性。大栅板联箱是钠冷快堆保证堆芯流量分配的关键部件,其内部具有复杂的结构。现有的大栅板联箱设计可能导致其内部流量分布的不均匀性,进而影响堆芯的流量和压力分布。为保证大栅板联箱内部流量... 钠冷快堆的堆芯流量分配直接影响着安全性。大栅板联箱是钠冷快堆保证堆芯流量分配的关键部件,其内部具有复杂的结构。现有的大栅板联箱设计可能导致其内部流量分布的不均匀性,进而影响堆芯的流量和压力分布。为保证大栅板联箱内部流量分布的均匀性,有必要针对大栅板联箱流量分配设计开展优化研究。开发了一种新型大栅板联箱流量分配结构,在原始结构基础上增加导流套筒。采用三维CFD软件对大栅板联箱原始结构和改进结构进行数值仿真,结果表明:原始结构下入口的不对称分布导致出口流量分配不均匀,在经过主管道进入大栅板联箱区域的高速钠液经过新增的导流套筒后其流量分布均匀性明显提升,进一步提高了池式钠冷快堆的安全性。但造成了大栅板联箱内流阻增大,需要考虑主泵选型问题。研究结果为池式钠冷快堆大栅板联箱结构设计提供关键数值参考。 展开更多
关键词 流量分配 大栅板联箱 优化设计 数值模拟
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基于一维程序的空冷自然循环特性研究
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作者 王福阳 邹文重 +6 位作者 温济铭 梁鑫 刘子越 王朔 于沛 田瑞峰 赵富龙 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第3期608-619,共12页
空冷余热排出系统以空气为最终热阱,具有系统设备简单、长期运行可靠等优点。部分核电机组利用空冷余热排出系统将热量导出,实现在冷却剂丧失事故及停堆后衰变热排出等工况下堆芯温度控制。为研究空冷余热排出系统自然循环的耦合换热特... 空冷余热排出系统以空气为最终热阱,具有系统设备简单、长期运行可靠等优点。部分核电机组利用空冷余热排出系统将热量导出,实现在冷却剂丧失事故及停堆后衰变热排出等工况下堆芯温度控制。为研究空冷余热排出系统自然循环的耦合换热特性和不同保温层结构特性对余热排出系统流动换热能力的影响,本文提出了采用双层保温结构卧式压力容器的空冷余热排出系统,基于矢量法判断辐射换热的遮蔽效应,实现辐射换热与导热、对流换热以及换热与流动之间的耦合,开发了一维分析程序,并借助实验数据进行了验证。研究结果表明,适当提高压力容器外壁面温度、保温层发射率和环腔宽度以及降低保温层等效热阻,均有助于提高系统余热排出能力,同时系统余热排出能力随环境温度的升高而减弱。 展开更多
关键词 空冷余热排出 自然循环 矢量法 遮蔽效应 耦合换热特性 一维程序 数值模拟 敏感性分析
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不同隔间开孔方案下安全壳内的氢气输运特性
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作者 刘鑫棪 张璐 +3 位作者 刘丰 孙中宁 高力 边浩志 《核科学与工程》 北大核心 2026年第1期82-91,共10页
针对严重事故下氢气容易在连通性较差的卸压箱隔间内聚集的问题,采用数值模拟的方法,构建了组分通量冷凝模型和多组分气体输运模型,开展了不同隔间开孔方案下安全壳内氢气输运特性的研究。结果表明,换热器表面的冷凝会引起周围氢气的聚... 针对严重事故下氢气容易在连通性较差的卸压箱隔间内聚集的问题,采用数值模拟的方法,构建了组分通量冷凝模型和多组分气体输运模型,开展了不同隔间开孔方案下安全壳内氢气输运特性的研究。结果表明,换热器表面的冷凝会引起周围氢气的聚集,而安全壳隔间的连通模式也会改变氢气的输运行为。当采用稳压器隔间顶部开孔的偏心布置时,尽管改变了氢气的循环模式,并且防止了稳压器隔间连通口进入燃爆风险区,但并不能有效地稀释上部空间的高浓度氢气;当采用稳压器隔间与环廊连通处开孔的侧面布置时,能促进氢气在下部区域的搅混,削弱氢气在穹顶区域的聚集,使高浓度氢气在安全壳内的空间占比从21%降低至4.3%,同时也使稳压器隔间连通口位于燃爆风险区的时间从中心布置下的90 s降低至6 s。 展开更多
关键词 氢气输运 安全壳隔间 蒸汽冷凝 氢气燃爆风险 严重事故 多组分气体
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不稳定性对高温高压水临界热流密度影响的实验研究
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作者 李熙 武萧衣 +3 位作者 李会雄 娄嘉诚 司少鹏 雷海林 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期102-111,共10页
临界热流密度(CHF)是核反应堆的重要设计参数之一,而流动不稳定性的发生会使CHF大幅降低,严重威胁反应堆安全。为研究不稳定性对高温高压水CHF的影响,本文开展了圆管内高温高压水的CHF实验。首先,对比了稳定工况和不稳定工况条件下热工... 临界热流密度(CHF)是核反应堆的重要设计参数之一,而流动不稳定性的发生会使CHF大幅降低,严重威胁反应堆安全。为研究不稳定性对高温高压水CHF的影响,本文开展了圆管内高温高压水的CHF实验。首先,对比了稳定工况和不稳定工况条件下热工参数对CHF的影响;然后,分析了不稳定性造成CHF削弱的原因;最后,评价了不同CHF关联式的预测水平。结果表明,不稳定性会使CHF随热工参数的变化产生“异常”趋势,造成CHF随压力的变化呈非单值性,造成CHF随入口过冷度增大而降低。不稳定性的发生会使压力和流量在偏离核态沸腾(DNB)发生前分别脉动至最大值和最小值,使系统处于高压和“失水”的状态,从而导致CHF提前发生。在本文参数范围内,降低压力和质量流速,提高入口过冷度,会加重流动不稳定性,增加CHF的削弱程度,最严重时CHF仅为稳定工况的45%,此时出口临界干度约为1。不稳定性会显著降低CHF关联式的整体预测水平,查询表(LUT)方法对稳定工况CHF的预测精度最高,Okawa等的关联式对不稳定工况CHF的预测精度小于15%,但是仍比实验值偏高。本研究对先进压水堆的设计和安全运行具有重要的学术意义和工程应用价值。 展开更多
关键词 气液两相流 过冷流动沸腾 临界热流密度(CHF) 偏离核态沸腾(DNB) 不稳定性
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KRUSTY堆芯保温层对功率的影响
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作者 张洁 刘福东 王昆鹏 《核技术》 北大核心 2026年第1期156-164,共9页
热管堆属于小型模块化反应堆,具有结构简单、建造方便、易于部署等特点,其运行于负荷跟踪模式。KRUSTY(Kilowatt Reactor Using Stirling TechnologY)作为热管堆Kilopower的原型机,已经经过了相关测试并取得了令人满意的结果。为了进一... 热管堆属于小型模块化反应堆,具有结构简单、建造方便、易于部署等特点,其运行于负荷跟踪模式。KRUSTY(Kilowatt Reactor Using Stirling TechnologY)作为热管堆Kilopower的原型机,已经经过了相关测试并取得了令人满意的结果。为了进一步优化KRUSTY的结构,深入理解保温层对反应堆的影响,提升反应堆输出能量的效率,特此对其展开研究。通过多物理场软件Simscape对KRUSTY进行建模,并根据模型进行6种不同程度的修改方案,计算了0.6$反应性启动、±4×10^(-4)反应性引入以及±50%负荷改变工况下各个方案的反应堆行为。其中,多层保温材料(Multilayer Insulation,MLI)加倍方案的能量输出效率最高,达到了79.71%。结果表明:在堆芯、真空罐、反射层等结构间增加空隙数量,并且真空罐内部含有较厚保温层的情况下,反应堆导出能量的效率更高。 展开更多
关键词 Simscape KRUSTY 保温层 热管堆 瞬态分析
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球床模块式高温气冷堆稳态与瞬态热工水力分析
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作者 张枫 刘伟 +3 位作者 王朗 李雪琳 勾成俊 葛莉 《四川大学学报(自然科学版)》 北大核心 2026年第1期139-147,共9页
本文探究了一种基于RELAP5程序的球床模块式高温气冷堆模拟分析方法。以山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程(High Temperature Reactor-Pebble bed Module,HTR-PM)为研究对象,依据其系统特性进行模型简化与模块划分,建立了包括反应堆... 本文探究了一种基于RELAP5程序的球床模块式高温气冷堆模拟分析方法。以山东石岛湾高温气冷堆核电站示范工程(High Temperature Reactor-Pebble bed Module,HTR-PM)为研究对象,依据其系统特性进行模型简化与模块划分,建立了包括反应堆堆芯流道、燃料热构件、横向导热构件及蒸汽发生器的全回路系统模型。基于所建HTR-PM模型,开展100%额定功率和50%额定功率下的平衡堆芯热工水力分析,同时研究了旁流份额对堆芯热效应的影响;在此基础上,选择保守旁流份额开展全厂断电叠加未能停堆(Anticipated Transient without Scram,ATWS)事故的模拟。结果表明:针对稳态平衡堆芯计算得到的回路主参数及堆芯燃料、冷却剂的温度分布与参考软件THERMIX的计算结果吻合良好;反应堆结构设计中,过高的旁流份额会导致堆芯局部燃料及冷却剂温度过高,通过优化堆芯结构降低旁流份额对保障堆芯热工安全具有重要意义;全厂断电ATWS事故中,燃料最高温度低于设计限值,再次验证球床模块式高温气冷堆的固有安全性。本研究基于独立的系统分析程序,实现对现有球床模块式高温气冷堆分析工具的补充和扩展;提供的详细的建模分析方法与丰富的数据,可为RELAP5程序在球床模块式高温气冷堆的复杂热工水力与事故分析的全面应用提供参考。 展开更多
关键词 HTR-PM RELAP5 热工水力分析 全厂断电ATWS
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燃料非刚体模型开发及其在弥散燃料性能分析中的应用
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作者 刘亚峰 李峙穆 +1 位作者 丛腾龙 顾汉洋 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第2期322-330,共9页
燃料元件在核反应堆服役过程中受到复杂的热-机械耦合作用。FuSPAC刚体模型在高燃耗高功率下难以准确描述燃料芯块的真实力学行为,因此在其基础上,使用有限差分法,建立了一种能够考虑弹塑性变形、蠕变、热膨胀及辐照肿胀等非线性力学FPE... 燃料元件在核反应堆服役过程中受到复杂的热-机械耦合作用。FuSPAC刚体模型在高燃耗高功率下难以准确描述燃料芯块的真实力学行为,因此在其基础上,使用有限差分法,建立了一种能够考虑弹塑性变形、蠕变、热膨胀及辐照肿胀等非线性力学FPESPAC模型,以更准确地刻画燃料芯块的应力-应变演化过程,通过对比其解析解及FuSPAC模拟解,验证了新模型的合理性和先进性。结果表明,新模型能够更精确地预测燃料芯块的变形特征,提高了燃料芯块热-机械行为的计算精度。通过均匀化等效模型,对U_(3)Si_(2)-Al弥散燃料进行热力学性能分析,获得了燃料温度变化以及芯块力学位移情况。未来将结合实验数据对模型进行进一步优化,拓展其在先进燃料体系中的应用。 展开更多
关键词 燃料芯块 非刚体模型 弹塑性力学 弥散燃料
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基于TACSNR程序的固有安全空间堆电源系统启动特性初步分析
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作者 李华琪 江新标 +2 位作者 黄海龙 田晓艳 陈立新 《现代应用物理》 2026年第1期41-49,共9页
采用TACSNR程序建立了SCoRe-TE固有安全空间堆电源系统瞬态分析模型,对在轨启动参考方案进行了数值模拟,研究了该方案下系统启动过程中各主要参数的变化规律,获得了反应性、堆芯功率、冷却剂流量、温度、泵供电TE转换器两端温差、热管... 采用TACSNR程序建立了SCoRe-TE固有安全空间堆电源系统瞬态分析模型,对在轨启动参考方案进行了数值模拟,研究了该方案下系统启动过程中各主要参数的变化规律,获得了反应性、堆芯功率、冷却剂流量、温度、泵供电TE转换器两端温差、热管蒸汽与翅片温度等关键参数随时间的变化关系。结果表明,系统稳态后,SCoRe-TE的各项模拟参数符合空间堆的设计参数。该研究提供了更详细的SCoRe-TE电源启动过程热工水力参数,可为固有安全空间堆方案的优化和启动控制策略的制定提供参考。 展开更多
关键词 空间堆电源 瞬态分析 数值模拟 启动过程
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海水温度对CPR1000机组大破口失水事故后安全壳内压力响应的影响分析
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作者 杨煦 杨雁宇 +3 位作者 陈秋炀 张建 邱艳菲 邵辉 《核安全》 2026年第1期78-83,共6页
通过开展CPR1000机组大破口失水事故后安全壳内压力和温度响应对海水温度的敏感性分析,从而确定满足该事故分析验收准则的海水极端温度。该海水极端温度可为核电厂技术规格书中关于最终热阱温度的运行限制条件提供参考。计算分析表明,... 通过开展CPR1000机组大破口失水事故后安全壳内压力和温度响应对海水温度的敏感性分析,从而确定满足该事故分析验收准则的海水极端温度。该海水极端温度可为核电厂技术规格书中关于最终热阱温度的运行限制条件提供参考。计算分析表明,当海水温度不超过35.5℃时,SEC/RRI热交换器的设计基准中关于大破口失水事故工况下RRI冷端水温的限值能够得到满足,且大破口失水事故后的安全壳内压力和温度响应满足事故分析的验收准则。如果海水温度超过该限值,由于核电厂不具备干预或恢复最终热阱水温的能力,应将机组置于不要求最终热阱可用的模式。 展开更多
关键词 海水温度 失水事故 安全壳内压力响应
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面向反应堆一回路测温的超声换能器布局优化研究
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作者 李军怀 朱加良 +1 位作者 张林志 张庚辰 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期61-75,共15页
准确测量核动力装置一回路中冷却剂的温度对于核电厂安全可靠的运行至关重要。针对超声测温技术在核反应堆一回路中测量的应用领域,本文首先基于“华龙一号”压水型反应堆主管道一回路冷却剂温度场有限元数值仿真数据,对测温中超声换能... 准确测量核动力装置一回路中冷却剂的温度对于核电厂安全可靠的运行至关重要。针对超声测温技术在核反应堆一回路中测量的应用领域,本文首先基于“华龙一号”压水型反应堆主管道一回路冷却剂温度场有限元数值仿真数据,对测温中超声换能器弦式布局中的声波轨迹夹角、换能器的层数和单层换能器数量对于重建后的温度场各项误差的影响规律进行探究,减小声波轨迹与温度分层夹角可提升重建能力。以温度场重建误差最小为目标函数,设计优化算法,在最佳声波轨夹角和最合适的层数、单层数量的情况下对换能器位置进行优化。实验结果表明,最终其测温平均误差在0.15~0.46 K之间,具有工程应用价值。 展开更多
关键词 冷却剂 超声测温 换能器布局 重建误差 优化算法
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套管式直流蒸汽发生器二次侧颗粒结垢特征
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作者 王东东 傅晟威 +2 位作者 焦猛 姜佳行 蒋嘉诚 《科学技术与工程》 北大核心 2026年第9期3778-3784,共7页
在核反应堆运行过程中,不同材料的腐蚀颗粒会逐渐沉积于蒸汽发生器传热管表面,形成结垢现象。这种结垢不仅会降低换热器的传热效率,还可能引发管道堵塞问题。通过构建套管式直流蒸汽发生器(once through steam generator, OTSG)二次侧... 在核反应堆运行过程中,不同材料的腐蚀颗粒会逐渐沉积于蒸汽发生器传热管表面,形成结垢现象。这种结垢不仅会降低换热器的传热效率,还可能引发管道堵塞问题。通过构建套管式直流蒸汽发生器(once through steam generator, OTSG)二次侧全范围内的结垢沉积模型,系统地分析了换热区内流道传热特性及流型对表面结垢的影响机制,并从多维度揭示了套管式OTSG二次侧传热管表面结垢的分布规律,深入探讨了其内部结垢分布特性。研究结果表明,由于套管式OTSG独特的月牙形流道结构导致的周向不均匀性,使得传热管表面的结垢呈现螺旋条带状分布特征。颗粒直径的变化不会显著改变颗粒结垢的沉积情况;颗粒浓度越大,颗粒结垢情况越严重。 展开更多
关键词 套管式直流蒸汽发生器 结垢沉积模型 周向不均匀性 颗粒结垢分布特性
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基于流量分配的自然循环堆芯核设计特性分析
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作者 沈季 魏婷 +1 位作者 于悦海 陈志宏 《核科学与工程》 北大核心 2026年第1期8-14,共7页
以核设计软件包和最佳估算程序为工具,针对某一体化反应堆分别建立闭式并联多通道自然循环流量分配模型和堆芯核设计模型,将流量分配和堆芯核设计进行耦合计算。通过耦合计算结果与基于均匀流量分配的堆芯核设计结果进行对比,展开闭式... 以核设计软件包和最佳估算程序为工具,针对某一体化反应堆分别建立闭式并联多通道自然循环流量分配模型和堆芯核设计模型,将流量分配和堆芯核设计进行耦合计算。通过耦合计算结果与基于均匀流量分配的堆芯核设计结果进行对比,展开闭式并联多通道自然循环流量分配对堆芯核设计参数的影响分析。分析结果表明,自然循环流量分配会增大热组件功率和堆芯峰值因子。由于高功率组件分配的冷却剂流量也较高,在偏离泡核沸腾比(DNBR)分析中,采用均匀流量更保守。 展开更多
关键词 自然循环 闭式并联多通道 流量分配 DNBR
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自主化子通道分析程序SMAP-PWR模块化开发与验证
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作者 蔡伟华 李迪 +2 位作者 王金成 李倩 孙建闯 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期90-101,共12页
针对以往子通道分析程序设计中存在结构较为分散、模块化程度欠佳的问题,本文基于模块化程序设计思想开发了子通道分析程序SMAP-PWR,并与美国通用电气公司(GE)3×3组件实验数据以及VVER-1000压水堆堆芯和燃料组件模型的计算结果进... 针对以往子通道分析程序设计中存在结构较为分散、模块化程度欠佳的问题,本文基于模块化程序设计思想开发了子通道分析程序SMAP-PWR,并与美国通用电气公司(GE)3×3组件实验数据以及VVER-1000压水堆堆芯和燃料组件模型的计算结果进行对比验证。SMAP-PWR程序的计算结果与GE 3×3组件实验数据的相对误差保持在12%以内;在堆芯和燃料组件稳态与瞬态计算中,其与同类程序COBRA计算结果的平均偏差低于1.5%,初步验证其模块化程序设计框架的合理性与工程适用性。SMAP-PWR程序的开发为核反应堆子通道分析程序的模块化设计与自主开发提供了可复用的技术框架。 展开更多
关键词 子通道分析程序 模块化 程序验证
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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
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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
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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
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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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