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一回路自然循环优化研究
1
作者 郝承明 徐慧天 +6 位作者 喻巧 曲自信 夏军宝 孙冠宇 张皓 颉利东 王艺 《应用科技》 CAS 2024年第4期36-42,共7页
鉴于对提升反应堆的运行效率和安全性能的需求,本文建立了反应堆一回路自然循环计算模型,并运用混合多目标遗传算法对其进行优化设计,旨在减少压力容器的高度并提升自然循环冷却剂流量。研究结果显示,在追求压力容器高度最小化的方案中... 鉴于对提升反应堆的运行效率和安全性能的需求,本文建立了反应堆一回路自然循环计算模型,并运用混合多目标遗传算法对其进行优化设计,旨在减少压力容器的高度并提升自然循环冷却剂流量。研究结果显示,在追求压力容器高度最小化的方案中,总高度降低了19.21%,相应的冷却剂流量减少了9.64%;而在最大化冷却剂流量的方案中,压力容器总高度增加了12.25%,冷却剂流量得到了29.26%的显著提升。 展开更多
关键词 反应堆一回路系统 自然循环 多目标优化算法 优化研究 运行效率 安全性能 压力容器尺寸 冷却剂流量
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基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法 被引量：1
2
作者 吴广皓 邵刚 +4 位作者 时光 刘斌 潘良明 王锋 周小为 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1311-1318,共8页
准确的中子能谱信息对于核装置的设计和运行具有十分重要的意义,现有解谱方法通常将先验信息作为迭代初值使用,限制了解谱过程多重先验信息的使用。本文针对中子能谱测量中的解谱问题,建立了基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法,并应用... 准确的中子能谱信息对于核装置的设计和运行具有十分重要的意义,现有解谱方法通常将先验信息作为迭代初值使用,限制了解谱过程多重先验信息的使用。本文针对中子能谱测量中的解谱问题,建立了基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法,并应用于几种典型中子能谱的多球谱仪测量和辐照监督管处中子能谱的活化片测量中的中子能谱解谱问题,结果表明:所建立的解谱方法可实现一次解谱中多重先验信息的使用,可有效实现典型中子能谱和反应堆辐照监督管处中子能谱的解谱,解谱结果与标准解吻合良好。另外,由于多重先验信息的使用,使得解谱过程对方程数量的依赖降低,去除^(238)U和^(237)Np等裂变探测器时辐照监督管处中子能谱依然可得到较高精度的求解,为辐照监督项目去除裂变探测器奠定了理论基础。 展开更多
关键词 中子能谱解谱 压缩感知理论 稀疏表示算法 稀疏重构算法
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核热推进系统分析程序模型与计算方法初步研究 被引量：1
3
作者 毛晨瑞 吉宇 +2 位作者 孙俊 郎明刚 石磊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期680-688,共9页
核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态... 核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态设计点性能分析与优化、稳态非设计点性能分析以及瞬态性能分析3个主要环节。在清华大学核能与新能源技术研究院自主开发的核动力发动机系统分析程序PANES基础上,提出了基于“流网-热网”的系统分析程序框架,并建立了反应堆中子动力学与涡轮泵动态特性等数学模型,提出了对应的计算分析方法,拓展了原程序的功能。该工作为NTP系统设计方法的进一步研究和应用提供了重要基础。 展开更多
关键词 核热推进 系统性能分析 程序开发 点堆模型 涡轮泵
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热管堆耦合开式布雷顿循环系统运行特性研究 被引量：1
4
作者 刘玖松 刘承敏 +2 位作者 易经纬 李毅 李思广 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期237-245,共9页
为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功... 为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功率过程进行了瞬态仿真和计算。计算结果表明,在瞬态过程中,负荷或堆芯功率的变化将导致转速的改变,需通过旁通调节阀控制涡轮流量使转速恢复稳定。在甩负荷工况中,甩负荷导致堆芯温度下降,反应性反馈将导致堆芯功率升高2.3%、燃料最高温度升高1.7 K。在升、降功率过程中,反应性反馈导致的归一化堆芯功率峰值分别为102.6%和100.7%。本文研究结果可为热管堆与开式布雷顿循环耦合带来的安全风险及其安全分析提供参考。 展开更多
关键词 热管堆 开式布雷顿循环 MODELICA 运行特性
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自然循环回路失水闪蒸时的流动和传热试验研究 被引量：2
5
作者 博金海 姜胜耀 张佑杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第4期313-318,共6页
研究是在５ＭＷ核供热反应堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ５上完成的。经研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律。揭示了闪蒸过程的两个阶段，给出了换热系数的实验结果。结果表明小... 研究是在５ＭＷ核供热反应堆的模拟试验台架ＨＴＲＬ５上完成的。经研究，给出了小破口失水闪蒸过程中回路内压力、温度、空泡份额、循环流量等重要参数的变化规律。揭示了闪蒸过程的两个阶段，给出了换热系数的实验结果。结果表明小破口失水过程由于闪蒸改善了自然循环和传热情况，使无件棒温度保持在较低水平。 展开更多
关键词 供热堆 破口失水事故 两相流 自然循环 传热
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基于APROS的压水堆核电机组变负荷动态特性研究 被引量：1
6
作者 王岳 元天润 +3 位作者 庄亚平 张晋 周媛媛 韩小渠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期210-217,共8页
利用仿真软件APROS,基于模块化建模方法,搭建了包含一、二回路主要设备的百万千瓦级压水堆核电机组动态仿真模型,并进行了稳态工况与动态过程的仿真验证。在此基础上,研究了不同速率的线性降负荷与不同幅度的阶跃降负荷下核电机组主要... 利用仿真软件APROS,基于模块化建模方法,搭建了包含一、二回路主要设备的百万千瓦级压水堆核电机组动态仿真模型,并进行了稳态工况与动态过程的仿真验证。在此基础上,研究了不同速率的线性降负荷与不同幅度的阶跃降负荷下核电机组主要参数的动态变化。结果表明:阶跃降负荷幅度小于等于2%满功率(FP)时,一回路平均温度波动小,不能引起控制棒的动作;当阶跃降负荷幅度大于2%FP且小于等于5%FP时,回路平均温度波动引起控制棒动作但很快回到温度死区,最终稳定的回路平均温度反而高于初始温度;负荷线性变化过程中稳压器压力波动最大可达到0.3 MPa;由于冷却剂比容与温度呈正相关,稳压器相对水位变化与回路平均温度变化趋势基本一致。本研究旨在为压水堆核电厂灵活运行提供理论参考。 展开更多
关键词 压水堆 动态特性 系统建模 反应堆功率控制
原文传递
低温核供热堆模拟装卸料机及智能控制仪
7
作者 刘隆祉 李伯伦 庄谨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第6期522-528,共7页
本文阐述了低温核供热堆模拟装卸料机的基本结构与原理，重点论述了模拟装卸料机智能控制仪的构成与工作原理、执行部件的驱动电路及控制过程．
关键词 模拟 装卸料机 抓取机构 低温供热堆 智能控制仪
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200MW核供热站方案设计 被引量：17
8
作者 王大中 林家桂 +2 位作者 马昌文 董铎 郑文祥 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期289-295,共7页
200MW核供热示范站反应堆设计中采用了一系列先进技术,如自然循环、一体化布置、自稳压、双层壳结构、控制棒水力驱动系统和非能动式安全系统等,使得供热站更安全、可靠、结构简单、易于建造和维修。本文简要介绍了该站的安全原则、主... 200MW核供热示范站反应堆设计中采用了一系列先进技术,如自然循环、一体化布置、自稳压、双层壳结构、控制棒水力驱动系统和非能动式安全系统等,使得供热站更安全、可靠、结构简单、易于建造和维修。本文简要介绍了该站的安全原则、主要设计考虑、总体方案和主要设计特点等。 展开更多
关键词 一体化布置 自然循环 安全 供热堆
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池式低温供热堆 被引量：14
9
作者 田嘉夫 杨富 +3 位作者 向勤 郭卫平 魏树炳 严育华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第1期31-37,共7页
本文论述了低温核供热的一个重要研究方向——池式供热堆研究的现实意义。简介国外不同类型池式供热堆的设计和研究概况。介绍了深水池系列低温供热堆设计的特点,以及它在工程示范阶段的几种可能应用的典型实例。展示了系列深水池供热... 本文论述了低温核供热的一个重要研究方向——池式供热堆研究的现实意义。简介国外不同类型池式供热堆的设计和研究概况。介绍了深水池系列低温供热堆设计的特点,以及它在工程示范阶段的几种可能应用的典型实例。展示了系列深水池供热堆对我国低温核供热应用的意义。 展开更多
关键词 供热堆 池式堆 固有安全 宽容期
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核供热堆的研究发展现状及前景 被引量：13
10
作者 王大中 马昌文 +1 位作者 董铎 林家桂 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期2-7,共6页
本文论述了核能供热的重要意义,目前国内外核供热研究发展的现状,并从提高核供热堆的利用系数和扩大供热反应堆的应用方面,对核供热反应堆的综合利用途径进行了论述。由于核供热反应堆具有良好的固有安全性、良好的经济性及对环境污染... 本文论述了核能供热的重要意义,目前国内外核供热研究发展的现状,并从提高核供热堆的利用系数和扩大供热反应堆的应用方面,对核供热反应堆的综合利用途径进行了论述。由于核供热反应堆具有良好的固有安全性、良好的经济性及对环境污染小等优点,成本低于燃煤供热的锅炉房热能成本,是一种安全。经济而又清洁的能源,可节约大量煤炭,缓解运输的紧张状况,并能净化环境,所以核供热在中国是很有发展前途的。 展开更多
关键词 核供热 现状 堆 安全 水力 传动
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闭合回路单相自然循环稳态特性研究 被引量：13
11
作者 杨祖毛 王飞 +6 位作者 王文康 程良成 彭兴建 黄彦平 廖建如 陈炳德 赵华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期219-222,共4页
针对闭合回路单相自然循环的特点，对回路流动的基本方程进行简化，得出稳态自然循环流量Ｇｓｔ与加热功率Ｑ的１／（ｍ＋１）次方成正比，热源流体进出口温差ΔＴｓｔ与加热功率Ｑ之间的ｍ／（ｍ＋１）次方成正比。某闭合回路单相自然... 针对闭合回路单相自然循环的特点，对回路流动的基本方程进行简化，得出稳态自然循环流量Ｇｓｔ与加热功率Ｑ的１／（ｍ＋１）次方成正比，热源流体进出口温差ΔＴｓｔ与加热功率Ｑ之间的ｍ／（ｍ＋１）次方成正比。某闭合回路单相自然循环实验装置得到的实验结果表明，当Ｑ２２０ｋＷ、ｍ＝１及Ｑ＞２２０ｋＷ，ｍ＝２时，实验值与理论解符合得很好。 展开更多
关键词 单相自然循环 闭合回路 稳态特性 核动力
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喷泉不稳定诱发间歇流量振荡实验研究 被引量：14
12
作者 吴莘馨 姜胜耀 +1 位作者 吴少融 张佑杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第2期124-128,共5页
实验在５ＭＷ低温核供热堆热工水力学模拟回路上完成．系统压力为０．１ＭＰａ．研究了发生间歇流量振荡的条件及机理．给出了喷泉不稳定（Ｇｅｙｓｅｒｉｎｇ）诱发的间歇流量振荡的物理模型．指出该振荡是一种新的两相流不稳定现象，... 实验在５ＭＷ低温核供热堆热工水力学模拟回路上完成．系统压力为０．１ＭＰａ．研究了发生间歇流量振荡的条件及机理．给出了喷泉不稳定（Ｇｅｙｓｅｒｉｎｇ）诱发的间歇流量振荡的物理模型．指出该振荡是一种新的两相流不稳定现象，发生在具有长上升段的自然循环系统中，如低温核供热反应堆．其表现为：在低压下加热系统，当系统升温并发生过冷沸腾后，首先发生喷泉不稳定，持续的流量振荡使得过冷沸腾气泡在上升段中不断被凝结，上升段中流体温度不断上升．当达到其当地饱和温度时流体发生汽化，产生大量汽泡，造成间歇式流量振荡．此现象的研究及控制对低温堆的安全启动有重要意义． 展开更多
关键词 喷泉不稳定 低温 核供热堆 间歇流量振荡
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上空腔小破口失水事故模拟实验 被引量：8
13
作者 博金海 姜胜耀 +3 位作者 姚梅生 佟允宪 张佑杰 吴少融 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期57-60,共4页
文中给出了位于上空腔的中小尺寸接管破裂或安全阀意外开启引起的小破口失水事故的模拟实验研究情况。在实验中研究了系统压力,温度、空泡份额的变化和总失水量。总失水量约为初始装水量的20%。
关键词 核供热 堆 失水 事故 小破口
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核电锻件微观组织性能控制锻造 被引量：12
14
作者 朱峰 曹起骧 +3 位作者 徐秉业 屈洋 王谦和 李国宪 《塑性工程学报》 CAS CSCD 1995年第1期8-14,共7页
原始钢锭中含有不可避免的凝固缺陷，并且在核电等大型锻件中，其内部微观组织晶粒度是影响其高韧性能的关键因素。因此，本文提出为确保核电锻件的优质，必须实行控制锻造，建立了控制锻造系统图，并且根据电渣重熔钢锭的特点，指出，... 原始钢锭中含有不可避免的凝固缺陷，并且在核电等大型锻件中，其内部微观组织晶粒度是影响其高韧性能的关键因素。因此，本文提出为确保核电锻件的优质，必须实行控制锻造，建立了控制锻造系统图，并且根据电渣重熔钢锭的特点，指出，其控制锻造的实质是锻件的微观组织晶粒度控制，改善偏析。 展开更多
关键词 锻件 锻造 微观组织 核电站 核反应堆 压力容器
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控制棒水力驱动系统的设计和研究 被引量：27
15
作者 迟宗波 吴元强 陈云霞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第1期58-62,共5页
分析了２００ＭＷ核供热堆控制棒水力驱动系统（ＨＤＳＣＲ）的设计特点；系统中主要设备（槽孔式水力步进缸和组合阀）的设计特点及特性；旁路自调节结构的设计及其高温下的补偿作用以及系统温度特性的实验结果。经对实验结果的分析表... 分析了２００ＭＷ核供热堆控制棒水力驱动系统（ＨＤＳＣＲ）的设计特点；系统中主要设备（槽孔式水力步进缸和组合阀）的设计特点及特性；旁路自调节结构的设计及其高温下的补偿作用以及系统温度特性的实验结果。经对实验结果的分析表明：ＨＤＳＣＲ和各设备的设计合理、运行可靠；各设备的设计不仅降低了设备的加工难度及安装难度，而且改善了系统的温度特性； 展开更多
关键词 核供热堆 控制棒 水力驱动系统 设计
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海洋条件对船用核动力堆余热排出系统特性的影响 被引量：20
16
作者 苏光辉 张金玲 +2 位作者 郭玉君秋穗正 喻真烷 贾斗南 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第6期487-491,共5页
针对非能动余热排出系统，研究并建立了数学模型。采用吉尔方法，用结构化程序设计语言ＦＯＲＴＲＡＮ７７编制了程序ＭＩＳＡＰ０２，分析计算了起伏、倾斜、摇摆等海洋条件对船用核动力堆余热排出系统的自然循环流量和除热能力的影响... 针对非能动余热排出系统，研究并建立了数学模型。采用吉尔方法，用结构化程序设计语言ＦＯＲＴＲＡＮ７７编制了程序ＭＩＳＡＰ０２，分析计算了起伏、倾斜、摇摆等海洋条件对船用核动力堆余热排出系统的自然循环流量和除热能力的影响。结果表明：在海洋条件下，自然循环流量和除热能力受到了影响。 展开更多
关键词 船用核动力堆 自然循环 起伏 倾斜 摇摆
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5MW低温核供热试验堆(5MW THR) 被引量：9
17
作者 王大中 董铎 +1 位作者 马昌文 林家桂 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期8-14,共7页
本文概括地介绍了5MW 低温核供热试验堆(5MW Test Heating Reactor,以下简称 5MWTHR)。其中包括建堆目的、总体参数、技术特点、关键技术研究、安全分析及运行试验结果,说明这种堆具有很高的固有安全性及运行可靠性,是城市集中供热的理... 本文概括地介绍了5MW 低温核供热试验堆(5MW Test Heating Reactor,以下简称 5MWTHR)。其中包括建堆目的、总体参数、技术特点、关键技术研究、安全分析及运行试验结果,说明这种堆具有很高的固有安全性及运行可靠性,是城市集中供热的理想热源。 展开更多
关键词 低温 核供热 5MW 堆 安全性
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低压低含汽量自然循环两相流稳定性理论研究 被引量：7
18
作者 高祖瑛 李金才 +2 位作者 张作义 钱力克 陈新明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期45-52,共8页
利用稳定性实验回路的实验结果校核了 RETRAN-02,NUFREQ 程序和一简单无因次准则判据的适用性和可靠性,研究了低压低含汽量自然循环系统稳定性的规律及其影响因素。在此基础上预测了5MW THR 微沸运行工况的两相流稳定性。
关键词 核供热 堆 低温 循环 两相流
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120MW池式低温供热堆 被引量：5
19
作者 田嘉夫 赵兆颐 +2 位作者 杨富 向勤 魏树炳 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第1期33-40,共8页
简介深水池３型（ＤＰＲ－３）供热堆的结构特点、安全性、经济性及辐照应用。
关键词 低温核供热堆 池式堆 区域供热 辐照 安全性
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基于计算机模拟技术的人机界面评价系统 被引量：5
20
作者 陈晓明 高祖瑛 +3 位作者 周志伟 赵炳全 中川隆志 仵威 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2004年第1期70-73,共4页
介绍了一种基于计算机模拟技术的核电厂控制室人机界面软件评价系统DIAS。该系统利用计算机来模拟操纵员对控制室人机界面的操作过程,给出操作过程的定量评价结果,同时它还采用人因失误预测技术(THERP)对操纵员操作失误概率进行分析。D... 介绍了一种基于计算机模拟技术的核电厂控制室人机界面软件评价系统DIAS。该系统利用计算机来模拟操纵员对控制室人机界面的操作过程,给出操作过程的定量评价结果,同时它还采用人因失误预测技术(THERP)对操纵员操作失误概率进行分析。DIAS系统可以为核电厂主控室人机界面的设计及改进提供很好的技术支持。 展开更多
关键词 计算机模拟技术 人机界面评价系统 核电厂 DIAS 人因失误预测技术 THERP 安全管理 反应堆
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