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Assessment of Axial Power Peaking Factors in GHARR-1 LEU Core: A Decadal Simulation Analysis
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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
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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
3
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
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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
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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
6
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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压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制
7
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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基于钍钚燃料的热管冷却微堆堆芯物理特性分析 被引量:1
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作者 王锋 孙源楠 刘斌 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期9-14,共6页
为提高热管冷却微型核反应堆的防扩散性能,实现核能的可持续发展,本研究基于储量丰富的钍基燃料并借鉴美国爱达荷州国家实验室(INL)Design A设计,采用基于蒙特卡罗方法的OpenMC程序开展堆芯中子能谱、反应性系数、功率分布和燃耗等堆芯... 为提高热管冷却微型核反应堆的防扩散性能,实现核能的可持续发展,本研究基于储量丰富的钍基燃料并借鉴美国爱达荷州国家实验室(INL)Design A设计,采用基于蒙特卡罗方法的OpenMC程序开展堆芯中子能谱、反应性系数、功率分布和燃耗等堆芯物理特性的研究。结果表明,相比UO_(2)燃料,钍钚燃料热管冷却核反应堆减少了燃料装载量,具有较长的运行时间和较高的燃料转换比;堆芯整体功率分布不均匀,但轴向功率偏差较小;反应性反馈系数为负,确保了堆芯固有安全性;有效缓发中子份额较小。该研究将为钍钚燃料在热管冷却微型核反应堆堆芯的应用提供参考。 展开更多
关键词 微型核反应堆 钍钚燃料 热管冷却 OpenMC 堆芯物理
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堆外核测量系统裂变电离室线性响应研究
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作者 邱顺利 董进诚 +9 位作者 葛孟团 肖伟 孙光智 周宇琳 曾乐 刘海峰 翟春荣 汤仲鸣 石先武 刘文臻 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2024年第3期454-463,共10页
为满足先进反应堆堆外核测量系统中间量程测量通道灵敏度高、探测器灵敏区长、反应堆线性响应好的需求,采用多支灵敏区长度具有一定比例关系、同时机械结构完全相同的裂变电离室,进行热中子灵敏度标定和反应堆线性响应研究,以为核电厂... 为满足先进反应堆堆外核测量系统中间量程测量通道灵敏度高、探测器灵敏区长、反应堆线性响应好的需求,采用多支灵敏区长度具有一定比例关系、同时机械结构完全相同的裂变电离室,进行热中子灵敏度标定和反应堆线性响应研究,以为核电厂实际所需长灵敏区裂变电离室提供一种在现有试验堆条件下进行其核性能试验的方法。通过测量不同灵敏区长度的裂变电离室热中子灵敏度和反应堆高中字注量率下的线性响应,对其热中子灵敏度随灵敏区长度的线性变化和反应堆线性响应进行试验验证。测量结果表明,裂变电离室热中子灵敏度随灵敏区长度呈线性关系,且在反应堆热中子注量率1.23×10^(2)~3.10×10^(10)nv(1nv=1n·cm^(-2)·s^(-1))范围内进行计数率模式和MSV模式线性拟合,裂变电离室最大线性度为-1.23%。 展开更多
关键词 堆外核测量系统 裂变电离室 反应堆线性响应 热中子灵敏度 线性度
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单节热离子型月面堆电源堆芯方案研究
10
作者 王征 孙征 +1 位作者 侯丞 赵守智 《深空探测学报(中英文)》 CSCD 北大核心 2024年第5期435-443,共9页
核反应堆电源是月球科研站电力供应最重要选项之一。根据月球科研站的用电需求,给出了净电功率为40kWe,寿命为10a的单节热离子型月面核反应堆电源堆芯方案。由于单节热离子燃料元件既可以在地面完成燃料装载也可较为方便地在月面进行燃... 核反应堆电源是月球科研站电力供应最重要选项之一。根据月球科研站的用电需求,给出了净电功率为40kWe,寿命为10a的单节热离子型月面核反应堆电源堆芯方案。由于单节热离子燃料元件既可以在地面完成燃料装载也可较为方便地在月面进行燃料装载,提出两种不同燃料装载模式下的堆芯方案。通过燃料分区装载对堆芯方案进行了径向功率分布的优化,并对堆芯的功率分布、温度效应、转鼓与安全棒价值、燃耗及氢泄漏效应、反应性平衡以及特殊临界安全问题进行了计算分析。结果表明,两种堆芯方案均能满足中子学设计及特殊临界安全的要求且各有特点。研究成果可为月面堆电源堆芯方案的选择以及工作流程的制定提供参考。 展开更多
关键词 月球科研站 月面堆电源 单节热离子燃料元件 氢化钇 堆芯方案
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核热火箭发动机技术发展态势分析与启示
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作者 彭乐钦 杨宝娥 +4 位作者 马元 高玉闪 杨岸龙 徐天罡 吴慧博 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期14-30,共17页
为解决航天任务中太阳能利用困难和化学能能力瓶颈的问题,发展空间核动力势在必行。核热火箭发动机具有运行能量转换效率高、推力调节范围广、比冲大、长驻留、启动快、可多次启停等优点,近年来再次成为国内外研究热点。通过回顾美俄在... 为解决航天任务中太阳能利用困难和化学能能力瓶颈的问题,发展空间核动力势在必行。核热火箭发动机具有运行能量转换效率高、推力调节范围广、比冲大、长驻留、启动快、可多次启停等优点,近年来再次成为国内外研究热点。通过回顾美俄在核热火箭发动机技术上的发展历程,梳理涉及的反应堆、发动机、推进剂管理、地面试验、系统仿真与核安全等相关的关键技术,总结美俄核热火箭发动机发展的启示,为未来空间核热火箭发动机的规划论证与技术研发提出发展建议。 展开更多
关键词 固体堆芯 核热火箭 发动机 反应堆 地面试验 系统仿真
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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
12
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
13
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
14
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
15
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
16
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
17
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
18
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
19
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
20
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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