多目标辐射屏蔽优化设计方法 被引量：11

1

作者 杨寿海 陈义学 +1 位作者 王伟金 陆道纲 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第1期79-83,共5页

由于复杂核装置的屏蔽设计目标的多样化,同时屏蔽设计过程的不确定因素众多,因此有必要开发一种智能屏蔽优化设计的方法,实现屏蔽方案选择的自动化,减少人因等不确定因素的影响。本工作结合遗传算法与离散纵标方法,同时考虑造价、体积... 由于复杂核装置的屏蔽设计目标的多样化,同时屏蔽设计过程的不确定因素众多,因此有必要开发一种智能屏蔽优化设计的方法,实现屏蔽方案选择的自动化,减少人因等不确定因素的影响。本工作结合遗传算法与离散纵标方法,同时考虑造价、体积、重量等的最小化,开发了遗传算法多目标屏蔽优化程序,实现了经济可行的辐射屏蔽设计方案的自动化获取。该工作对优化屏蔽设计方案的获取有一定的现实意义。 展开更多

关键词 遗传算法 多目标 屏蔽优化

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AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究 被引量：8

2

作者 张钰浩 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 吴广皓 傅孝良 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊... 建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 自然对流 池式沸腾 传热经验关系式

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三维离散纵标方法在堆内构件释热率计算中的初步应用 被引量：6

3

作者 杨寿海 陈义学 +2 位作者 王伟金 靳忠敏 陆道纲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第1期25-28,共4页

以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核... 以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核素活度的计算值与测量值之比(C/M)为1.04±0.04。用TORT对福建宁德核电站堆内构件释热率分布进行初步计算,并与蒙特卡罗方法(MCNP)的计算结果相比较,两种方法的结果表现出良好的一致性。最后对TORT程序应用于堆内释热率计算进行讨论。 展开更多

关键词 三维离散纵标法 H.B.Robinson-2基准 堆内构件 释热率

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RELAP5程序再淹没现象物理模型的敏感性分析 被引量：4

4

作者 李冬 刘晓晶 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期166-169,共4页

为了加深对再淹没现象的理解和对主流系统程序进行改进,对德国的FEBA台架试验用RELAP5/MOD3.2程序建模计算并与实验数据比较。结果表明:包壳温度的计算值明显低于实验结果,计算所得的再淹没开始时间也早于实验值。对与再淹没现象有关的... 为了加深对再淹没现象的理解和对主流系统程序进行改进,对德国的FEBA台架试验用RELAP5/MOD3.2程序建模计算并与实验数据比较。结果表明:包壳温度的计算值明显低于实验结果,计算所得的再淹没开始时间也早于实验值。对与再淹没现象有关的重要物理模型参数进行敏感性分析表明:气泡液滴的相间摩擦系数、弥散流的相界面对气相的传热系数、壁面对液相的摩擦系数、膜态沸腾壁面对气相和液相的传热系数以及相界面的最小液滴直径等参数对计算结果的影响较大,后续工作可以对这些参数及其所在模型做重点研究。 展开更多

关键词 再淹没现象 RELAP5/MOD3.2 FEBA 敏感性分析

原文传递

基于Monte Carlo方法的压水堆相关组件内热源计算与分析 被引量：4

5

作者 胡也 陈义学 +1 位作者 杨寿海 靳忠敏 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第2期168-174,共7页

堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素。尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展。采用三维蒙特卡罗... 堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素。尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展。采用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP和基于ENDF/B的连续截面数据库,对压水堆18个月长、短周期装料方式的堆芯相关组件内热源的释热率分布进行详细计算,计算得出控制棒、阻力塞棒和新型含钆可燃毒物棒释热率精确计算值,并对不同版本数据库中部分关键核素截面对计算结果的影响进行比较分析,为核反应堆堆芯设计提供参考。 展开更多

关键词 MCNP 释热率 含钆毒物棒 内热源

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基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究 被引量：1

6

作者 吴广皓 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 张钰浩 傅孝良 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期160-164,共5页

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温... 以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。 展开更多

关键词 内置换料水箱 自动泄压系统 喷洒器 热分层 优化设计

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基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究 被引量：1

7

作者 陆道纲 张钰浩 +3 位作者 王忠毅 曹琼 傅孝良 杨燕华 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第2期167-172,共6页

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR... 为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 导流板 热分层 传热效果

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中国2×6固态实验包层模块活化计算分析 被引量：1

8

作者 韩静茹 陈义学 +1 位作者 张国书 曹启祥 《核聚变与等离子体物理》 CAS CSCD 北大核心 2011年第4期344-349,共6页

基于中国氦冷固态实验包层模块(CH-HCSB-TBM)的新设计方案,采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP和欧洲活化计算程序FISPACT,对CH-HCSB-TBM进行了三维活化计算分析。计算结果表明,停堆初期TBM总的放射性活度、衰变余热分别为1.78×1016Bq和... 基于中国氦冷固态实验包层模块(CH-HCSB-TBM)的新设计方案,采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP和欧洲活化计算程序FISPACT,对CH-HCSB-TBM进行了三维活化计算分析。计算结果表明,停堆初期TBM总的放射性活度、衰变余热分别为1.78×1016Bq和3.01kW,主要受结构材料CLF-1影响。同时给出了影响TBM材料活化特性的主要核素及其生成途径,为TBM设计的材料选取和优化提供依据。根据计算的停堆剂量率可知,TBM中的活化材料都能采取远程操作实现再循环利用,可有效防止放射性环境危害问题。 展开更多

关键词 活化 实验包层模块 MCNP FISPACT 接口程序

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基于RELAP5的三环路非能动反应堆典型LOCA分析

9

作者 孟召灿 王溪 +2 位作者 李飞 傅孝良 沈峰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期467-473,共7页

为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统... 为进一步提高反应堆经济性,发展大功率反应堆成为一个重要趋势。我国引进的AP1000非能动反应堆技术为两环路设计,本文通过增加一个环路,并考虑堆芯、安全设施的相应变更,给出了一种三环路大功率非能动反应堆初步方案,并应用RELAP5系统程序建立了相应计算模型,开展了稳态满功率工况及典型LOCA序列的计算。本文给出了典型事故下的事故序列与动态响应曲线,初步说明了三环路非能动反应堆的可行性。 展开更多

关键词 非能动安全 三环路 RELAP5 事故分析

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AP1000小破口失水事故ADS-4液滴夹带关系式评价分析 被引量：1

10

作者 王伟伟 刘丽芳 +5 位作者 孟兆明 傅孝良 田文喜 杨燕华 苏光辉 秋穗正 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期178-183,共6页

1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得... 1000 MW非能动先进压水堆AP1000小破口自动降压系统(ADS)喷放阶段,ADS-4阀门开启,直接向安全壳喷放。当热段内的蒸汽流速达到临界值时,热段内的液相以液滴的形式通过ADS-4夹带至安全壳。本文采用美国俄勒冈州立大学ATLATS试验装置获得的液滴夹带关系式对RELAP5程序的源代码进行修改,进而采用修改版的RELAP5程序针对AP1000 5.08 cm冷段小破口失水事故过程ADS-4的液滴夹带特性进行研究。计算结果表明,RELAP5现有的液滴夹带模型对通过ADS-4的液滴夹带量预测偏低,这将导致不保守的安全分析结果。 展开更多

关键词 AP1000 小破口失水事故 ADS-4 液滴夹带 RELAP5

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竖直向下大支管T型管气相夹带实验研究

11

作者 丁雷 董博 +4 位作者 孟兆明 傅孝良 田文喜 杨燕华 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第11期2024-2029,共6页

基于可视化夹带实验,本文对由水平主管段和大尺寸支管组成的T型管进行夹带起始和稳态夹带研究,并与RELAP5中的气相夹带模型进行对比。结果表明:本实验中夹带起始时所出现的漩涡形式与前人的研究结果相似;稳态夹带实验中观察到一种全新... 基于可视化夹带实验,本文对由水平主管段和大尺寸支管组成的T型管进行夹带起始和稳态夹带研究,并与RELAP5中的气相夹带模型进行对比。结果表明:本实验中夹带起始时所出现的漩涡形式与前人的研究结果相似;稳态夹带实验中观察到一种全新的无旋夹带形式;压差与气相夹带基本为线性关系,T型管主管与支管压差越大,气相夹带越小。 展开更多

关键词 大支管 竖直向下支管 气相夹带 可视化

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AP1000中ADS-4液体夹带模型研究

12

作者 丁雷 傅孝良 +4 位作者 孟兆明 刘丽芳 田文喜 杨燕华 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期801-806,共6页

研究了由AP1000核电厂一回路热管段和ADS-4管道组成的大尺寸支管T型管液体夹带的实验和理论模型,主要包括起始夹带和稳态夹带模型的研究。通过实验和理论分析,建立了与实验数据符合良好的起始夹带模型和稳态夹带模型。通过分析实验段入... 研究了由AP1000核电厂一回路热管段和ADS-4管道组成的大尺寸支管T型管液体夹带的实验和理论模型,主要包括起始夹带和稳态夹带模型的研究。通过实验和理论分析,建立了与实验数据符合良好的起始夹带模型和稳态夹带模型。通过分析实验段入口长度对夹带的影响,确定了合适的入口段长度。不同液体流量下的研究表明,ADS-4管道中,液体流量对起始夹带和稳态夹带的影响可忽略。 展开更多

关键词 液体夹带 夹带模型 ADS-4

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AP1000中ADS-4液体夹带实验研究

13

作者 孟兆明 董博 +4 位作者 丁雷 傅孝良 田文喜 杨燕华 苏光辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期807-812,共6页

以AP1000核电厂中自动泄压管线(ADS-4)与热管段形成的T型结构为研究对象,开展缩小比例的T型管夹带实验。实验结果表明:大尺寸支管的夹带与小尺寸支管的夹带有明显差别。分层流情况下的夹带研究中发现两种夹带机理;在较低气相Froude数及... 以AP1000核电厂中自动泄压管线(ADS-4)与热管段形成的T型结构为研究对象,开展缩小比例的T型管夹带实验。实验结果表明:大尺寸支管的夹带与小尺寸支管的夹带有明显差别。分层流情况下的夹带研究中发现两种夹带机理;在较低气相Froude数及较低气腔高度时,容易产生间歇流夹带;在较高气相Froude数情况下,往往出现环状流夹带。此外,实验研究发现,大尺寸支管中回流现象显著。支管形状对起始夹带有重要影响,而液体横流似乎并不影响起始夹带。 展开更多

关键词 液体夹带 T型管 ADS-4 可视化

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