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压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制
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作者 咸春宇 章宗耀 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第2期117-121,132,共6页
依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综... 依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。 展开更多
关键词 专家系统 堆芯装载优化 压水堆核电厂
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Assessment of Axial Power Peaking Factors in GHARR-1 LEU Core: A Decadal Simulation Analysis
2
作者 Emmanuel Kwame Ahiave Emmanuel Ampomah-Amoako +1 位作者 Rex Gyeabour Abrefah Mathew Asamoah 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 CAS 2024年第1期72-85,共14页
This study aims to thoroughly investigate the axial power peaking factors (PPF) within the low-enriched uranium (LEU) core of the Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1). This study uses advanced simulation tools, like the... This study aims to thoroughly investigate the axial power peaking factors (PPF) within the low-enriched uranium (LEU) core of the Ghana Research Reactor-1 (GHARR-1). This study uses advanced simulation tools, like the MCNPX code for analysing neutron behavior and the PARET/ANL code for understanding power variations, to get a clearer picture of the reactor’s performance. The analysis covers the initial six years of GHARR-1’s operation and includes projections for its whole 60-year lifespan. We closely observed the patterns of both the highest and average PPFs at 21 axial nodes, with measurements taken every ten years. The findings of this study reveal important patterns in power distribution within the core, which are essential for improving the safety regulations and fuel management techniques of the reactor. We provide a meticulous approach, extensive data, and an analysis of the findings, highlighting the significance of continuous monitoring and analysis for proactive management of nuclear reactors. The findings of this study not only enhance our comprehension of nuclear reactor safety but also carry significant ramifications for sustainable energy progress in Ghana and the wider global context. Nuclear engineering is essential in tackling global concerns, such as the demand for clean and dependable energy sources. Research on optimising nuclear reactors, particularly in terms of safety and efficiency, is crucial for the ongoing advancement and acceptance of nuclear energy. 展开更多
关键词 GHARR-1 Power Peaking Factor nuclear reactor Safety Low Enriched Uranium core Operational Longevity Thermal Hydraulics
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基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理策略研究
3
作者 李天涯 刘同先 +6 位作者 陈亮 王晨琳 何彩云 吴昱玖 蔡云 廖鸿宽 肖鹏 《核科学与工程》 北大核心 2025年第1期30-35,共6页
在核电厂中,燃料组件价格昂贵,往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此,如何在满足电力系统能量需求的前提下,提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本,是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料... 在核电厂中,燃料组件价格昂贵,往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此,如何在满足电力系统能量需求的前提下,提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本,是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理方法,针对24个月换料周期机组,建立一个浅燃耗燃料组件数据库,然后,从数据库中选择与目标18个月换料周期机组燃料组件在主要结构尺寸及设计特征上具有兼容性的燃料组件,最后,评估并选择最佳的浅燃耗燃料组件,将其装载入18个月换料周期的机组中。这种方法可以显著提高燃料利用率,降低单位能量成本,从而提高核电厂的经济性。 展开更多
关键词 群堆管理 长周期堆芯燃料管理 核电厂
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核反应堆堆芯深度学习数值计算点云建模方法
4
作者 李满园 刘艳丽 +7 位作者 刘东 吕恒烨 牟巧 安萍 邢冠宇 杨红雨 涂晓兰 庞志鑫 《核动力工程》 北大核心 2025年第5期249-257,共9页
随着深度学习技术的发展,利用深度学习计算方法求解堆芯物理、热工等多专业方程,是目前反应堆数值计算热点研究领域与未来重要技术方向。为了解决网格结构无法直接进行核反应堆仿真计算的问题,本文从栅元、组件和堆芯三个层次研究基于... 随着深度学习技术的发展,利用深度学习计算方法求解堆芯物理、热工等多专业方程,是目前反应堆数值计算热点研究领域与未来重要技术方向。为了解决网格结构无法直接进行核反应堆仿真计算的问题,本文从栅元、组件和堆芯三个层次研究基于点云表示的核反应堆堆芯建模方法,实现了栅元-组件-堆芯的层次化建模,提高了模型数据的可重用性;基于该建模方法,开发了一个反应堆建模软件,具有核反应堆结构设计、点云采样、边界分离以及属性可视化等一系列功能。该工作是公开文献中首个面向深度学习数值计算的反应堆建模方法,为深度学习仿真计算提供了有效的核反应堆数据,并实现数据的可重用。本文使用真实反应堆堆芯数据对所构建的堆芯模型进行了深度学习数值计算验证,证实了软件所构建模型的正确性和有效性。 展开更多
关键词 核反应堆堆芯 深度学习数值计算 三维点云 核反应堆建模 点云可视化
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基于人工神经网络的堆芯两相流型预测模型开发
5
作者 马翊超 孔德祥 +4 位作者 田文喜 章静 巫英伟 秋穗正 苏光辉 《核动力工程》 北大核心 2025年第2期156-163,共8页
为了充分利用不断增加的流型实验数据来扩大模型适用范围、提高模型预测精度,本研究收集实验数据建立了训练数据库并对数据进行了预处理,基于人工神经网络(ANN)算法开发了两相流型预测模型,分析了模型对不同方向上流型的预测精度并与传... 为了充分利用不断增加的流型实验数据来扩大模型适用范围、提高模型预测精度,本研究收集实验数据建立了训练数据库并对数据进行了预处理,基于人工神经网络(ANN)算法开发了两相流型预测模型,分析了模型对不同方向上流型的预测精度并与传统流型预测模型进行对比。结果表明,建立的新模型对训练集的平均准确率为88.56%,对测试集的平均准确率为87.86%,新模型能直接用于各种不同工况,不会发生不同方向流型混淆的情况,相比于Ishii模型、Mandhane模型、Taitel模型,新模型具有更好的预测精度。本研究为流型预测提供了一种新方法,随着训练数据的更新,模型的适用范围和精度可以不断提高。 展开更多
关键词 反应堆堆芯 两相流型 机器学习 人工神经网络(ANN)
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基于专利角度的中外核反应堆技术研发方向分析 被引量:1
6
作者 代娇荣 《中外能源》 2025年第6期29-37,共9页
核反应堆是核电站的核心设备,无论是全球范围内还是在中国,有关核反应堆技术的专利申请量,在核能领域各个技术分支中占比都是最大的,是核能领域的热点研发方向,而堆芯是核反应堆技术的研发重点。中国在反应堆堆芯领域已成为全球年专利... 核反应堆是核电站的核心设备,无论是全球范围内还是在中国,有关核反应堆技术的专利申请量,在核能领域各个技术分支中占比都是最大的,是核能领域的热点研发方向,而堆芯是核反应堆技术的研发重点。中国在反应堆堆芯领域已成为全球年专利申请量最多的国家,掌握了三代堆核心技术,技术研发也从基础结构设计向数字化、智能化转变。随着三代堆堆芯技术的积累,中国也开始对四代堆堆芯技术进行积累与布局,但相关技术专利布局的深度和广度尚显不足。对全球主要创新实体核堆芯领域相关专利进行分析,东芝公司在核堆芯领域技术布局范围广泛,涵盖多种堆型,并在堆芯智能化检测和数字化计算方面进行了深入研究;中国广核集团在压水堆堆芯上布局较多,正逐步向四代堆芯技术拓展,并在堆芯智能化、数字化和安全性提升方面取得显著进展;西屋公司在堆芯领域专利布局地域最多,技术研发主要集中在堆芯的安全性和数字化智能化的提升上。中国应继续巩固三代堆堆芯的技术优势,加大对四代堆芯的技术研发,形成多堆型并举的发展格局;集中力量攻克第四代核能系统中的关键核心技术;进一步深化堆芯智能化、数字化技术应用,加强核能产业链上下游的协同合作,形成完整的产业生态系统。 展开更多
关键词 核反应堆 堆芯技术 三代堆芯 四代堆芯 安全性 专利分析
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压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率快速协调控制方法 被引量:1
7
作者 单松 《电工技术》 2025年第3期228-230,共3页
针对寿期末堆芯轴向功率分布不均匀导致反应堆热效率较差,提出压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率快速协调控制方法。基于压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率的不均匀分布特性,设计增量式PID控制器,对堆芯轴向功率分布进行快速协调控制。实验... 针对寿期末堆芯轴向功率分布不均匀导致反应堆热效率较差,提出压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率快速协调控制方法。基于压水堆核电厂寿期末堆芯轴向功率的不均匀分布特性,设计增量式PID控制器,对堆芯轴向功率分布进行快速协调控制。实验结果表明,设计方法可以快速且精准地调节堆芯轴向功率偏差,具有良好的控制性能。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 寿期末堆芯 轴向功率 快速协调控制
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外推-周期法测量ADS模拟装置的次临界度 被引量:9
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作者 夏普 史永谦 +3 位作者 李义国 朱庆福 郑伍钦 朱国盛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第4期294-296,共3页
在ADS次临界中子学研究中,将次临界外堆法和超临界周期法相结合,实验测量了模拟ADS次临界装置中心布置不同缓冲区材料时的有效增殖因子keff和缓冲材料所相当的反应性。实验结果与其它实验方法的结果进行了比较,相互符合较好。
关键词 外推-周期法 测量 ADS模拟装置 次临界度 有效增殖因子 缓冲材料 反应性 加速器
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西安脉冲堆带核调试试验 被引量:5
9
作者 何绍群 黄礼渊 +4 位作者 付正中 邓圣 贺笛 蒙汇兵 黄文楼 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期69-73,共5页
介绍了西安脉冲堆带核调试试验内容,给出了稳态堆芯、脉冲堆芯及72小时额定功率运行试验堆芯的反应性和中子注量率等参数的测量结果。测量结果证明,西安脉冲堆性能参数达到了设计指标,并为该堆的运行提供了必不可少的运行参数。
关键词 带核调试试验 西安脉冲堆 反应性 中子注量率 试验内容 试验堆芯
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反应堆堆内构件流致振动特性研究 被引量:6
10
作者 赖姜 杨杰 +2 位作者 席志德 孙磊 李朋洲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S2期28-31,共4页
以某新型工程试验堆为研究对象,采用试验分析与仿真计算相结合的手段探索该试验堆堆内构件流致振动特性。在流致振动试验中,根据相似准则建立了1/2的缩比试验模型,并在整体水力模拟台架上开展了100%额定流量工况下的堆内构件流致振动试... 以某新型工程试验堆为研究对象,采用试验分析与仿真计算相结合的手段探索该试验堆堆内构件流致振动特性。在流致振动试验中,根据相似准则建立了1/2的缩比试验模型,并在整体水力模拟台架上开展了100%额定流量工况下的堆内构件流致振动试验,测量了吊篮组件和二次支承组件在流体作用下的动力响应;根据吊篮组件和二次支承组件所受激励的不同,结合试验结果分别采用不同的计算方法得到了流体力作用下结构的动力响应,分别获得了100%额定流量工况下的最大应力值。 展开更多
关键词 流致振动 反应堆 吊篮 二次支承 涡激振动
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第三代核电堆型AP1000运行特点及堆芯仿真研究 被引量:15
11
作者 吴萍 杨艳晨 +2 位作者 陈昊 易俊 卜广全 《电网技术》 EI CSCD 北大核心 2014年第5期1196-1202,共7页
第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建... 第三核电堆型AP1000有望成为我国未来核电发展的主力堆型。分析AP1000的设计理念及其功率运行特点,结果表明,AP1000机组具有良好的负荷调整特性,能参与电网的调峰运行。在掌握AP1000堆芯反应性物理特点及与中子通量耦合特性的基础上,建立堆芯仿真模型。仿真研究了堆芯内小扰动和堆芯外大扰动情况下,堆芯状态变量和控制变量的相互作用关系。结果表明,状态变量引起的反应性主要应对小扰动后堆芯稳定运行问题,控制变量引起的反应性保证堆芯在大扰动后能按照扰动轨迹运行。 展开更多
关键词 第三代核电堆型 AP1000 堆芯反应性 状态变量 控制变量 稳定特性
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反应堆吊篮流致随机响应理论分析 被引量:4
12
作者 杨翊仁 鲁丽 谭晓惠 《西南交通大学学报》 EI CSCD 北大核心 2001年第6期557-560,共4页
讨论了吊篮结构流致振动的均方根响应。通过将流体力划分为简谐振动流体力和脉动流体力两部分 ,结合结构有限元离散技术 ,建立了吊篮结构的流致随机响应不依赖于流体压力实验数据的纯理论分析方法。着重考查了平均流速、湍流强度及湍流... 讨论了吊篮结构流致振动的均方根响应。通过将流体力划分为简谐振动流体力和脉动流体力两部分 ,结合结构有限元离散技术 ,建立了吊篮结构的流致随机响应不依赖于流体压力实验数据的纯理论分析方法。着重考查了平均流速、湍流强度及湍流尺度等几个主要参数对结构均方根值的影响。 展开更多
关键词 核反应堆 流体力学 随机响应 流致振动 吊篮结构 简谐振动流体力 脉动流体力
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船用反应堆堆芯物理计算软件包的研制 被引量:3
13
作者 于雷 李同林 《海军工程大学学报》 CAS 2001年第5期57-60,70,共5页
基于船用反应堆结构特点与运行方式 ,通过对核电站大型机版堆芯物理计算软件的移植与修改 ,研制了微机版船用反应堆堆芯物理计算软件包 .
关键词 船用反应堆 堆芯物理计算 软件包 参数计算程序 燃耗计算程序
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秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究 被引量:8
14
作者 许以全 苏云 曹学武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第3期279-283,共5页
采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、... 采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。 展开更多
关键词 秦山一期核电站 蒸汽发生器 传热管 破裂 严重事故管理 缓解措施
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HFETR三维堆芯燃料管理程序的开发与应用 被引量:2
15
作者 傅蓉 孙寿华 彭凤 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第1期22-25,35,共5页
介绍了用于高通量工程试验堆 (HFETR)的三维堆芯燃料管理程序 (HFM)的原理及功能,并应用 HFM对 HFETR堆 5个临界装置实验堆芯和前 3炉堆芯进行了跟踪计算。结果表明, HFM所建立的栅元计算、堆芯计算模型正确,且计算值与实验值符合良... 介绍了用于高通量工程试验堆 (HFETR)的三维堆芯燃料管理程序 (HFM)的原理及功能,并应用 HFM对 HFETR堆 5个临界装置实验堆芯和前 3炉堆芯进行了跟踪计算。结果表明, HFM所建立的栅元计算、堆芯计算模型正确,且计算值与实验值符合良好,该程序能快速、准确地用于 HFETR的堆芯燃料管理。 展开更多
关键词 高通量工程试验堆 三维 堆芯燃料管理 栅元计算 HFM程序
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船用反应堆堆芯稳态热工水力分析程序的研制 被引量:2
16
作者 于雷 蔡志明 王少明 《海军工程大学学报》 CAS 2000年第5期45-48,共4页
针对船用反应堆的实际特点 ,在充分研究欠热沸腾传热的基础上 ,建立堆芯热工水力模型 ,研制了船用堆芯稳态热工水力分析程序 .程序可用于分析船用反应堆正常工况和某些事故工况下的堆芯热工水力特性 .
关键词 船用反应堆 堆芯 热工水力
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压水堆核电站110mAg形态及脱除方法分析 被引量:9
17
作者 林根仙 孙云 +1 位作者 刘灿帅 宋利君 《热力发电》 CAS 北大核心 2020年第6期122-127,共6页
压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站... 压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站堆芯冷却剂的水化学环境从"碱性-还原"到"酸性-氧化",再到"碱性-还原"的循环过程中,110mAg形态会从原子态Ag^0变成离子态Ag^+,再变成Ag^0纳米胶体;过滤+离子交换工艺对110mAg胶体态放射性核素的去污因子相对较低,而过滤+离子交换+吸附工艺对110mAg胶体态放射性核素脱除较为有效。 展开更多
关键词 压水堆 核电厂 堆芯冷却剂 110mAg形态 放射性 核素 脱除
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堆外核仪表系统(RPN)的预设效验系数理论计算 被引量:9
18
作者 竹生东 邓力 +4 位作者 李树 熊春华 姚增华 张洪 李冬生 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第2期152-155,共4页
用蒙特卡罗方法及程序模拟给出了某核电厂堆内各组件(节块)对堆外探测器的响应矩阵。通过响应矩阵算出堆外探测器各节电流及堆外核仪表系统(RPN)刻度系数,进而得到堆芯热功率水平(Pr)及堆芯轴向功率偏差(DI)。通过不同循环、不同氙振荡... 用蒙特卡罗方法及程序模拟给出了某核电厂堆内各组件(节块)对堆外探测器的响应矩阵。通过响应矩阵算出堆外探测器各节电流及堆外核仪表系统(RPN)刻度系数,进而得到堆芯热功率水平(Pr)及堆芯轴向功率偏差(DI)。通过不同循环、不同氙振荡理论计算与实验对比,表明数值模拟是可行的,计算结果完全满足精度要求。 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 探测器 响应矩阵 功率偏差
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CANDU-6型重水堆生产^(60)Co技术研究 被引量:5
19
作者 朱丽兵 杨波 +2 位作者 梅其良 杨萍 刘鑫 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第2期106-111,共6页
从堆芯核设计、调节棒组件结构设计及安全分析等方面,论证了CANDU-6(CANadian Deuterium Uranium reactor)型重水反应堆反应性控制系统用钴调节棒组件代替不锈钢调节棒组件后,具有与原不锈钢调节棒组件相同的功能,即钴调节棒组件结构分... 从堆芯核设计、调节棒组件结构设计及安全分析等方面,论证了CANDU-6(CANadian Deuterium Uranium reactor)型重水反应堆反应性控制系统用钴调节棒组件代替不锈钢调节棒组件后,具有与原不锈钢调节棒组件相同的功能,即钴调节棒组件结构分类、堆内布置和运行方式与不锈钢调节棒组件相同,并且堆芯物理特性保持不变,也能确保堆芯安全运行及产钴过程中的辐射安全。 展开更多
关键词 不锈钢调节棒组件 钴调节棒组件 堆芯核设计 结构设计 安全分析 辐射安全
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西安脉冲堆计算值和实测结果分析 被引量:1
20
作者 沈锡荣 曾道桂 于颖锐 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第6期8-11,共4页
介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率(2MW)下连续运行了72小时,证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较,证明计算程序可靠,具... 介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率(2MW)下连续运行了72小时,证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较,证明计算程序可靠,具有较高精度。西安脉冲堆理论计算值与实验测量值符合较好,完全满足工程设计要求,实验测量结果达到了设计指标的要求。 展开更多
关键词 西安脉冲堆 计算值 临界棒位 积分价值 次临界度 部件反应性 实验测量结果
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