分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-20
摘要： 核动力装置在自然循环条件下蒸汽发生器内会发生单相倒流，单相倒流对自然循环流动阻力和蒸汽发生器传热能力都产生了很大影响。为了从具有普适性的角度研究蒸汽发生器二次侧水位对单相倒流的影响，本研究建立了无量纲守恒方程。基于无量纲守恒方程，采用微扰理论获得了考虑二次侧水位的单相倒流临界点理论模型，在分析了二次侧水位对倒U型管压降的基础上，进一步分析了不同管长、无量纲阻力数、无量纲传热数条件下二次侧水位对临界点的影响。本文研究结果表明：二次侧水位降低导致倒流发生临界点逐渐接近原点；不同管长条件下二次侧水位影响规律相同；随着水位的降低，无量纲阻力数、无量纲传热数条件下对临界点的影响逐渐减小。本研究结论从理论上证明了二次侧水位对单相倒流的影响不利于倒流的发生，从机理层面解释了原因，可以辅助相关核动力装置的事故分析。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-17
摘要： 中子源系统是临界装置的重要系统设备，起到启动反应堆和消除监测盲区的作用。中子源系统需具备两大功能：一是中子源的贮存和屏蔽；二是将中子源安全平稳地往返于屏蔽罐和堆芯指定位置之间。基于临界装置对中子源系统的需求，设计了一种机电式系统，可安全平稳地将中子源从屏蔽罐输送至堆芯指定位置。通过检测钢丝绳对压力传感器的压力变化情况，实时判断系统是否发生故障；通过编码器与终端开关，可实时确定中子源位置。对此系统开展了试验验证，满足设计指标要求，并在临界装置上成功应用，结果证明其操作简单，可靠性高，重复性好，可快速发现并排除故障，具有非常好的实用价值。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-17
摘要： 针对小比例尺度试验数据在安全壳性能分析软件确认过程中的适用性问题，基于安全壳内压力响应过程相似分析提出了试验数据适用性分析方法，并结合试验参数开展了HDR、Battelle和CVTR等安全壳试验数据对华龙一号大破口失水事故（LBLOCA）、主蒸汽管道破裂事故（MSLB）的适用性研究。研究结果表明，事故条件下安全壳内压力响应过程及其关键现象的相似准则数，可用于分析不同安全壳试验对目标电厂的适用性。HDR ISP-16&23、Battelle CASP-1&2和CVTR T3等试验工况的合理组合能够复现LOCA、MSLB等事故条件下HPR1000安全壳内因破口源喷放、安全壳壳体冷凝和壳内构件冷凝导致的压力瞬变过程，模拟失真在可接受范围内或偏保守，适用于HPR1000安全壳热工水力响应分析软件的验证和确认。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-16
摘要： 弥散型燃料弹性性能是反应堆安全分析和燃料元件性能评估中的重要参数。将弥散型核燃料元件视为一种特殊的颗粒复合材料，采用细观力学的方法，对芯体等效弹性性质进行计算。采用通用有限元软件ABAQUS，假设燃料颗粒在芯体中周期性分布，建立有限元计算模型。选取具有代表性的体积元作为研究对象，建立了热-力-裂变气体迁移耦合分析方法，计算得到芯体的等效弹性性能，分析比较了颗粒的体积含量、颗粒大小和燃耗对弥散型核燃料等效弹性性质的影响。研究结果表明,影响芯体等效弹性性质的主要因素是颗粒体积与燃耗。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-15
摘要： 热分层是压水堆核电厂稳压器波动管常见现象，对波动管产生的额外热应力严重影响设备的结构完整性，因此研究热分层应力对确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。根据波动管水平管段热分层流体温度分布情况，使用分段线性函数和sigmoid函数对内壁面流体温度进行拟合，然后采用解析方法进行推导，得到温度和应力的解析公式，并将公式结果与有限元结果进行对比，结果表明：解析公式计算得到的管道截面温度场与有限元结果一致；相对于sigmoid函数，采用分段线性函数拟合的热分层流体温度分布计算得到的热应力会更保守；解析公式计算得到的管道内壁面径向和环向应力分布与有限元结果存在偏差，但轴向应力分布与有限元结果基本一致；在热分层现象导致的管道内壁面径向、环向和轴向热应力中，轴向热应力占主导作用，其峰值一般位于热分层温度过渡区的上、下界面。推导得到的解析公式具有一定的准确性和普遍性，可为后续考虑热分层的管道设计提供技术支撑。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-12
摘要： 反应堆堆芯全流域或大流域CFD计算分析有利于认知并预测堆芯热工水力精细运行状态，优化设计与运行，保障安全。但堆芯CFD计算分析面临巨量网格建模难、计算量大、耗时长、资源需求多等挑战问题，且CFD计算的堆型普适性差，变换堆型需重新开展全流程工作。为此，基于反应堆结构特点与冷却剂流动规律，研发了反应堆堆芯“专用”且不同堆型“通用”的CFD计算辅助支撑技术，能够分解CFD计算量，有效降低精细网格建模与计算分析难度，成功用于绕丝棒束组件、定位格架棒束组件、板元组件堆芯的全数全高度燃料组件代表域的CFD计算分析。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-07
摘要： 反应堆堆芯全流域或大流域CFD计算分析有利于认知并预测堆芯热工水力精细运行状态，优化设计与运行，保障安全。但堆芯CFD计算分析面临巨量网格建模难、计算量大、耗时长、资源需求多等挑战问题，且CFD计算的堆型普适性差，变换堆型需重新开展全流程工作。为此，基于反应堆结构特点与冷却剂流动规律，研发了反应堆堆芯“专用”且不同堆型“通用”的CFD计算辅助支撑技术，能够分解CFD计算量，有效降低精细网格建模与计算分析难度，成功用于绕丝棒束组件、定位格架棒束组件、板元组件堆芯的全数全高度燃料组件代表域的CFD计算分析。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-07
摘要： 氢化物是锆合金包壳管在核电厂正常运行过程中与一回路冷却剂发生锆水反应而产生的常见缺陷。本文利用分子动力学方法，采用COMB3势函数，构建含氢化物的锆基模型进行单轴拉伸模拟，探究了氢化物密度对锆力学性能的影响。研究结果表明，当氢化物密度在0~1078 µg/g时，随着氢化物密度的增加，屈服强度、应变和杨氏模量降低。在弹性阶段，氢化物密度的增加使应力集中区域增大，有利于位错形核；在塑性变形阶段，随着氢化物密度的增大，初始位错更倾向于在氢化物周围扩展。当氢化物密度在1078 ~ 2311 µg/g时，随氢化物密度的增加，屈服强度、应变和杨氏模量升高，这是由于氢化物密度较高时产生了大量位错并造成位错塞积。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-05
摘要： 弥散型燃料弹性性能是反应堆安全分析和燃料元件性能评估中的重要参数。将弥散型核燃料元件视为一种特殊的颗粒复合材料，采用细观力学的方法，对芯体等效弹性性质进行计算。采用通用有限元软件ABAQUS，假设燃料颗粒在芯体中周期性分布，建立有限元计算模型。选取具有代表性的体积元作为研究对象，建立了热-力-裂变气体迁移耦合分析方法，计算得到芯体的等效弹性性能，分析比较了颗粒的体积含量、颗粒大小和燃耗对弥散型核燃料等效弹性性质的影响。研究结果表明,影响芯体等效弹性性质的主要因素是颗粒体积与燃耗。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-04
摘要： 神经网络可以基于大量数据学习输入输出变量之间的关系，具有强大的拟合能力，在包括核工程计算领域常用作程序的代理模型。中子输运计算作为中子学模拟的核心环节之一，其耗时较长的问题可以通过利用神经网络模型来解决。然而，神经网络模型具有一系列超参数需要设置，而手动调节这些超参数工作量大，重复繁琐，只能依靠经验进行，而且求解不同问题时这些超参数不可复用。为了解决以上问题，本文提出了一种采用贝叶斯优化(Bayesian Optimization)算法来调节神经网络超参数，结合了学习率衰减、损失函数优化方法，它可以针对不同问题的数据集，自动搜索超参数的最佳组合，以获得最佳性能，具有很高的灵活性和效率，泛化性强。本文对 TAKEDA基准题得到的堆芯关键参数进行拟合，结果表明有效增殖因数keff的平均误差在150pcm以内，TAKEDA1数据集上区域积分通量Φ的平均误差率为1.72%，最大误差率为7.56%。该研究可为人工智能在堆芯物理计算理论的应用提供一定参考。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-03
摘要： 针对小比例尺度试验数据在安全壳性能分析软件确认过程中的适用性问题，基于安全壳内压力响应过程相似分析提出了试验数据适用性分析方法，并结合试验参数开展了HDR、Battelle和CVTR等安全壳试验数据对华龙一号大破口失水事故（LBLOCA）、主蒸汽管道破裂事故（MSLB）的适用性研究。研究结果表明，事故条件下安全壳内压力响应过程及其关键现象的相似准则数，可用于分析不同安全壳试验对目标电厂的适用性。HDR ISP-16&23、Battelle CASP-1&2和CVTR T3等试验工况的合理组合能够复现LOCA、MSLB等事故条件下HPR1000安全壳内因破口源喷放、安全壳壳体冷凝和壳内构件冷凝导致的压力瞬变过程，模拟失真在可接受范围内或偏保守，适用于HPR1000安全壳热工水力响应分析软件的验证和确认。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-06-02
摘要： 氢化物是锆合金包壳管在核电厂正常运行过程中与一回路冷却剂发生锆水反应而产生的常见缺陷。本文利用分子动力学方法，采用COMB3势函数，构建含氢化物的锆基模型进行单轴拉伸模拟，探究了氢化物密度对锆力学性能的影响。研究结果表明，当氢化物密度在0~1078 µg/g时，随着氢化物密度的增加，屈服强度、应变和杨氏模量降低。在弹性阶段，氢化物密度的增加使应力集中区域增大，有利于位错形核；在塑性变形阶段，随着氢化物密度的增大，初始位错更倾向于在氢化物周围扩展。当氢化物密度在1078 ~ 2311 µg/g时，随氢化物密度的增加，屈服强度、应变和杨氏模量升高，这是由于氢化物密度较高时产生了大量位错并造成位错塞积。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-30
摘要： 核动力装置在自然循环条件下蒸汽发生器内会发生单相倒流，单相倒流对自然循环流动阻力和蒸汽发生器传热能力都产生了很大影响。为了从具有普适性的角度研究蒸汽发生器二次侧水位对单相倒流的影响，本研究建立了无量纲守恒方程。基于无量纲守恒方程，采用微扰理论获得了考虑二次侧水位的单相倒流临界点理论模型，在分析了二次侧水位对倒U型管压降的基础上，进一步分析了不同管长、无量纲阻力数、无量纲传热数条件下二次侧水位对临界点的影响。本文研究结果表明：二次侧水位降低导致倒流发生临界点逐渐接近原点；不同管长条件下二次侧水位影响规律相同；随着水位的降低，无量纲阻力数、无量纲传热数条件下对临界点的影响逐渐减小。本研究结论从理论上证明了二次侧水位对单相倒流的影响不利于倒流的发生，从机理层面解释了原因，可以辅助相关核动力装置的事故分析。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-29
摘要： CF系列燃料组件是中核集团自主研发的先进三代核电反应堆核心部件，为分析CF2燃料组件在多对中值工况下，驱动线运动部件在水和空气中的摩擦力与落棒性能，采用1：1的CF2模拟燃料组件配合自主设计研发的可调节旋转式顶盖首次实现了多个错对中值的集成，能够对多个错对中值进行科学准确的调节。优化了驱动机构性能研究的方法，获取了驱动机构在水和空气两种介质中全行程、多错对中值工况下的摩擦力与落棒性能数据。落棒总时间和棒到缓冲口时间均随着对中值增加而增大，但缓冲时间基本保持一致。燃料组件与控制棒在最大对中值工况下运行良好，摩擦力没有超过允许极限值，也未发生在大对中值工况下的卡棒现象。该研究结果为CF系列燃料组件的设计定型、安全评定与软件开发提供了重要的试验依据，其方法可推广至后续CF3等燃料组件的科研项目中。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-28
摘要： 未知放射源搜寻定位是核安检、核应急领域的重要研究课题。为提高寻源效率、适应多源环境探测，提出了一种融合到达角的粒子滤波寻源方法。首先，构建了自主定位与到达角感知相结合的放射源搜寻硬件平台，给探测器引入了位置和角度信息；其次，在粒子滤波基础上考虑到达角信息，动态收缩放射源搜寻区域，进而提高搜寻效率；最后，在自主寻源路径规划中采用到达角引导的机器人姿态调整，增强机器人寻源的灵活度。仿真实验证明此方法可正确有效工作，利用放射源开展的测试进一步验证了该方法对于多源搜寻的实用性。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-26
摘要： CF系列燃料组件是中核集团自主研发的先进三代核电反应堆核心部件，为分析CF2燃料组件在多对中值工况下，驱动线运动部件在水和空气中的摩擦力与落棒性能，采用1：1的CF2模拟燃料组件配合自主设计研发的可调节旋转式顶盖首次实现了多个错对中值的集成，能够对多个错对中值进行科学准确的调节。获取了驱动线在水和空气两种介质中全行程、多错对中值工况下的摩擦力与落棒性能数据。落棒总时间和棒到缓冲口时间均随着对中值增加而增大，但缓冲时间基本保持一致。燃料组件与控制棒在最大对中值工况下运行良好，摩擦力没有超过允许极限值，也未发生在大对中值工况下的卡棒现象。该研究结果为CF系列燃料组件的设计定型、安全评定与软件开发提供了重要的试验依据，其方法可推广至后续CF3等燃料组件的科研项目中。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-25
摘要： 由于仅提取了核电机组振动信号的单一特征，导致核电机组振动故障检测方法的检测效果不佳。因此，设计了基于DBN和多传感器数据分解的核电机组振动故障检测方法。获取核电机组振动信号数据，对获取的多传感器数据进行平滑计算与融合处理，在DBN的作用下，提取出核电机组振动信号的多个特征，计算不同特征的敏感性指数和模糊熵，对振动信号特性进行分析，构建对应的振动故障检测模型，求解核电机组振动故障信号。实验结果表明，在该方法的实际应用中，AUC-ROC曲线面积更接近于1，检测效果更好。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-24
摘要： [目的] 为解决现有移动式反应堆的研发水平不能满足GB11806-2019《放射性材料安全运输规程》的相关要求，无法在国内的监管体系下取得运输许可的问题，[方法] 本研究根据美国联邦法规10CFR71§12条款的相关要求对移动式反应堆在运输中可能遇到的事故种类进行梳理，并以事故后果最为严重的与油罐车发生撞击作为设计基准事故，对假定功率为20MWt的移动式反应堆在设计基准事故下的事故风险进行计算。[结果] 计算得出移动式反应堆在每年运输一次的条件下设计基准事故的发生概率为9.7×10-6/年，反应堆冷却1年后在设计基准事故下对工作人员的辐照剂量为810mSv；冷却5年后在设计基准事故下对工作人员的辐照剂量为590mSv。[结论] 设计基准事故下移动式反应堆的事故后果远超过SSG-26《Advisory Material for the IAEA Regulations For the Safe Transport of Radioactive Material》和GB18871《电离辐射防护与辐射源安全标准》对工作人员受到的辐照剂量限值，并且设计基准事故的发生概率没有满足我国超设计基准事故10-7/年的筛选要求。因此有必要在移动式反应堆运输过程中采取包括武装押运和路线规划在内的管理措施以降低设计基准事故的概率并采取相应的防护措施缓解设计基准事故后果以满足核安全部门的监管要求。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-23
摘要： 地浸采铀是我国天然铀生产的主要工艺，其建设、运行和退役存在的环境保护问题已受到广泛关注。介绍了地浸采铀“三废”产生情况，提出了抽大于注比例确定、钻井泥浆处理处置、监测井布置、地下水本底值确定、监测井数据异常判定、工艺废水处理、蒸发池运行管理、地下水修复目标值确定、地下水修复和废物最小化等十大关注问题，讨论了当前技术和管理现状，指出了未来地浸采铀环境保护领域的主要任务和研究方向，以期为我国地浸采铀的可持续发展提供参考。
分类： 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间： 2024-05-23
摘要： 目前压水堆电厂控制以传统PID (Proportional Integral Derivative) 控制器为主，虽然已有采用先进控制算法提升控制系统性能的研究，但大多都只针对单个控制系统，未能充分考虑多个控制系统之间存在的互联耦合。为了从顶层协调多个控制系统提升整体控制性能，本文提出了基于粒子群优化算法的压水堆控制系统设定值决策优化方法，构建了优化所需的决策目标函数及决策优化需要满足的运行约束条件。建立的智能决策系统，考虑压水堆的运行实际进行设定值离线优化，根据运行工况进行在线智能决策。本文以压水堆核电厂运行中的典型过程为例进行了设计的智能决策系统仿真实验，并对仿真结果进行分析，仿真结果表明所提出的智能决策系统可以有效减小系统的ITSE和峰值，提升了压水堆电厂控制系统的整体控制性能和安全裕量。
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