核动力装置一回路自然循环能力最优化设计

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作者 郝承明 曲自信 +8 位作者 赖建永 喻巧 张皓 罗涵禹 赵京 孙燕 梁铁波 汪宇 严思伟 《哈尔滨商业大学学报（自然科学版）》 CAS 2020年第6期715-721,共7页

采用粒子群优化算法,在保持一回路系统中各设备总体布置方式不变前提下,以一回路运行压力、堆芯冷却剂进出口温度以及蒸汽发生器压力为设计参数向量,对参考核动力系统的一回路自然循环能力进行了最优化设计.结果表明,当采用堆芯冷却剂... 采用粒子群优化算法,在保持一回路系统中各设备总体布置方式不变前提下,以一回路运行压力、堆芯冷却剂进出口温度以及蒸汽发生器压力为设计参数向量,对参考核动力系统的一回路自然循环能力进行了最优化设计.结果表明,当采用堆芯冷却剂平均温度不变运行方案条件下,在计算参数范围内,适当增加一回路运行压力、降低堆芯冷却剂进口温度、增加蒸汽发生器压力,可使一回路自然循环能力增加约22.6%. 展开更多

关键词 压水反应堆 一回路系统 自然循环 粒子群算法 敏感性分析 优化设计

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竖直加热通道内气泡脱离直径预测模型 被引量：4

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作者 田野 黄伟 +3 位作者 王海松 李鹏飞 罗涵禹 尹莎莎 《中国科技论文》 CAS 北大核心 2018年第23期2654-2657,共4页

气泡脱离是气泡蒸发中的一个自然现象,它通过扰动边界层的速度和温度来影响沸腾传热,对泡核沸腾传热影响重大。现有的气泡脱离直径模型往往非常复杂,需要开发专用程序进行计算,难以在大型CFD软件中直接嵌入使用,为解决这个问题,本文开... 气泡脱离是气泡蒸发中的一个自然现象,它通过扰动边界层的速度和温度来影响沸腾传热,对泡核沸腾传热影响重大。现有的气泡脱离直径模型往往非常复杂,需要开发专用程序进行计算,难以在大型CFD软件中直接嵌入使用,为解决这个问题,本文开发一种计算过程较为简便,易于CFD软件嵌入的竖直加热通道气泡脱离直径模型。本文采用受力平衡方法建立了竖直加热通道内气泡脱离直径预测模型,并采用盛金公式进行数学处理,获得气泡脱离直径的解析解,使模型得到简化,经与公开文献中的实验数据进行对比,结果表明,理论模型与实验数据之间的误差小于22.29%。 展开更多

关键词 两相流 气泡脱离直径 气泡受力分析 蒸汽发生器

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竖直管束外含空气蒸汽冷凝传热特性数值分析 被引量：5

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作者 全标 边浩志 +4 位作者 丁铭 罗涵禹 邹志强 李锋 孙中宁 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期29-34,共6页

采用STAR-CCM+软件对管束条件下含空气蒸汽冷凝开展了数值模拟研究。主要考察了3×3管束、管间距为2倍管径条件下不同传热管的局部场分布和流动传热特性。结果表明,在管束条件下,各传热管附近的空气层发生了重叠,形成了高空气浓度... 采用STAR-CCM+软件对管束条件下含空气蒸汽冷凝开展了数值模拟研究。主要考察了3×3管束、管间距为2倍管径条件下不同传热管的局部场分布和流动传热特性。结果表明,在管束条件下,各传热管附近的空气层发生了重叠,形成了高空气浓度区。这一方面促进了气体的自然对流,提高了对流传热能力;另一方面增加了空气层厚度,抑制了冷凝传热。在管束结构的影响下,管束区域的浓度、温度和速度梯度均较单管有明显的差异,导致各传热管的局部传热系数沿轴向降低了50%以上,周向传热系数最大相差1.88倍。其中,轴向传热性能主要受浓度边界层发展的影响,周向传热性能主要受相邻传热管的影响。通过分析表面平均传热系数发现,各传热管较单管最大降低了9.06%。 展开更多

关键词 不凝性气体 蒸汽冷凝 管束 数值模拟 局部现象

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水面核电厂蒸汽发生器水位测量技术研究 被引量：1

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作者 赵阳 吕鑫 +5 位作者 朱毖微 郑嵩华 吴茜 王雪梅 万谊 罗涵禹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期156-159,共4页

由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行,导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理,在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案,并通... 由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行,导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理,在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案,并通过倾斜摇摆台架进行了试验验证。验证结果表明,该改进测量方案能够在水面核电厂倾斜摇摆环境下,快速跟踪各种工况下蒸汽发生器水位的变化,测量稳定可靠。 展开更多

关键词 水面核电厂 蒸汽发生器水位 倾斜摇摆环境 水位测量改进方案

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低流量工况下燃料组件优化设计研究 被引量：1

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作者 郑晓 罗涵禹 +2 位作者 杜鹏 邱志方 田野 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期22-27,共6页

为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格... 为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格架间距过长或过短都将降低燃料组件的热工性能,设计上应合理考虑搅混格架间距;(2)燃料组件加热段上游区域的搅混格架布置对于提升SMR燃料组件的热工性能不明显,设计上在此区域应简化布置;(3)SMR在正常运行与事故工况下,燃料组件的中下游区域的状态点参数相对恶劣,在中下游区域合理地设计搅混格架的间距与布置可以显著地提升燃料组件的热工性能,提高热工安全裕量。本文研究结果可为SMR燃料组件的设计优化提供参考。 展开更多

关键词 模块式小堆(SMR) 低流量 燃料组件 热工-水力 优化设计

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一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究 被引量：1

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作者 闫新龙 李毅 +1 位作者 罗涵禹 田野 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期33-37,共5页

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了... 基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了一种基于敏感性分析的氮气稳压系统设计方法,与现有设计方法相比,该设计方法可以得到氮气稳压系统的优化配置方案,同时通过适配性设计,可以确保氮气稳压系统在启动过程中,压力不超过一回路系统温度压力限制曲线。 展开更多

关键词 反应堆 氮气稳压 瞬态模拟 冷启动

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水平矩形小尺度通道气泡脱离直径预测模型 被引量：2

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作者 田野 黄伟 +3 位作者 罗涵禹 王海松 李鹏飞 孙燕 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期34-37,共4页

为预测水平矩形小尺度通道内气泡脱离直径,以研究其泡核沸腾传热特性,采用力学方法对加热壁面附壁气泡进行力学分析,构建了一种基于受力平衡的气泡脱离直径预测模型。采用可视化实验的方法对其进行验证,结果表明,模型预测结果与实验数... 为预测水平矩形小尺度通道内气泡脱离直径,以研究其泡核沸腾传热特性,采用力学方法对加热壁面附壁气泡进行力学分析,构建了一种基于受力平衡的气泡脱离直径预测模型。采用可视化实验的方法对其进行验证,结果表明,模型预测结果与实验数据之间的平均相对误差为±13.52%,该模型具有良好的气泡脱离直径预测准确度。 展开更多

关键词 受力分析 气泡脱离直径 可视化 泡核沸腾

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模块式小型核反应堆稳压器波动管破口事故分析研究 被引量：2

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作者 尹莎莎 罗涵禹 +4 位作者 秋穗正 黄伟 陈志辉 田野 方华伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期113-116,共4页

针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表... 针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表明:波动管破口尺寸为0.002 m^2时,事故进程最为严重,该结果可为SMR的严重事故管理导则提供参考依据。 展开更多

关键词 模块式小型核反应堆(SMR) 严重事故 波动管 MELCOR 破口失水

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矩形小尺度加热通道流型构成及过渡准则研究 被引量：2

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作者 田野 黄伟 +3 位作者 罗涵禹 王海松 李鹏飞 曹思民 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第6期15-18,共4页

基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成,从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况,构建了基于力学模型假定的流型过渡准则,并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明,泡沫流-受限气泡... 基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成,从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况,构建了基于力学模型假定的流型过渡准则,并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明,泡沫流-受限气泡流过渡准则预测准确度为93.94%,受限气泡流-环状流过渡准则预测准确度为94.07%,模型预测结果与实验数据基本吻合。 展开更多

关键词 小尺度通道 流型构成 流型过渡准则 力学模型

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安全级DCS软件可靠性定量评估方法研究综述

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作者 郑晓 罗涵禹 《核标准计量与质量》 2021年第3期64-71,共8页

合理有效地定量评估核安全级DCS软件的可靠性是核电数字化控制系统研制中面临的主要难题之一。文章总结了软件可靠性定量评估方法的理想特性和共同限制,调研了现有的软件可靠性定量评估方法并将其分类进行描述,最后依据10个理想特性评... 合理有效地定量评估核安全级DCS软件的可靠性是核电数字化控制系统研制中面临的主要难题之一。文章总结了软件可靠性定量评估方法的理想特性和共同限制,调研了现有的软件可靠性定量评估方法并将其分类进行描述,最后依据10个理想特性评估现有的软件可靠性定量评估方法。研究结果可为核安全级DCS软件可靠性定量评估方法的开发提供指导,为DCS模型评怙结果纳入反应堆PRA探索新的途径。 展开更多

关键词 概率风险评价 数字化控制系统(DCS) 软件可靠性定量评估 贝叶斯置信网络 软件可靠性增长模型

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CSR1000启动过程控制特性研究 被引量：1

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作者 袁园 王丽 +3 位作者 罗涵禹 单建强 张小英 王冬青 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第3期115-120,共6页

启动系统和启动特性分析是超临界水堆(SCWR)设计的重要组成部分,为了实现全系统启动分析,以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础,提出了新的宽参数范围的壁面换热模型,在此基础上设计了启动过程的控制系统,包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系... 启动系统和启动特性分析是超临界水堆(SCWR)设计的重要组成部分,为了实现全系统启动分析,以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础,提出了新的宽参数范围的壁面换热模型,在此基础上设计了启动过程的控制系统,包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案,并以中国百万千瓦SCWR(CSR1000)为研究对象,建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型,提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明,再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中,各热工参数变化符合预期,最高包壳表面温度不超过限值温度650℃,验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。 展开更多

关键词 超临界水堆(SCWR) SCTRAN 控制系统 启动

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