数值反应堆堆芯与E级高性能计算的科学内涵

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作者 邓力 李刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期369-381,共13页

反应堆是一复杂的系统过程,是由中子场、温度场、流场、应力场、化学场等多个物理过程相互耦合的装置,这些物理场涉及从微观核反应到宏观能量释放的多尺度作用机理。随着E级(1 000PFLOPS,百亿亿次/每秒)计算机的问世,核能发展的总趋势... 反应堆是一复杂的系统过程,是由中子场、温度场、流场、应力场、化学场等多个物理过程相互耦合的装置,这些物理场涉及从微观核反应到宏观能量释放的多尺度作用机理。随着E级(1 000PFLOPS,百亿亿次/每秒)计算机的问世,核能发展的总趋势正从传统工程驱动模式向以高性能数值模拟为主转变。当前四代堆设计立足小型化和精密化,高分辨率数值模拟对提升核装置性能和降低裕量作用突出。为研究解决当前模拟软件与计算机之间存在的浮点效率低、移植周期长、模式通用难和规模扩展难等问题的办法,突破软件和硬件之间存在的编程墙和性能墙,本文通过解读美国NEAMS、CASL和ECP计划,结合团队近年在数值反应堆和高性能计算关键技术突破方面的经验,提出基于并行中间件的集成共性、发展个性的技术路线,探索一条快速提升我国自主CAE软件整体水平的途径,供业内同行探讨,以在国产超级计算机上实现核装置的精细化建模和多物理、多尺度、多过程耦合计算。 展开更多

关键词 数值反应堆堆芯 集成共性 发展个性 高分辨率数值模拟 E级计算

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核反应堆堆芯数字孪生

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作者 厉井钢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第7期I0001-I0002,共2页

数字孪生是一种利用信息化技术对物理实体进行数字化描述的方法。通过有机地将虚实信息融合,数字孪生技术可以使用户更好地了解实体、操作实体。推动数字孪生技术在核能领域的研发与应用对提升核能的安全性和经济性具有重要意义。

关键词 反应堆堆芯 信息融合 物理实体 数字化描述 核能 研发与应用 利用信息化 经济性

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秦山核电站二期反应堆堆芯流量分配数值分析 被引量：14

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作者 张曙明 李华奇 +3 位作者 赵民富 陈玉宙 杨夷 卫光仁 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第4期299-307,共9页

获得可靠的堆芯入口流量分配数据是改善压水堆堆芯热工水力性能的需要。应用计算流体力学方法研究了反应堆压力壳内复杂的流动现象,得到了秦山核电站二期600 MW反应堆1/4整体水力模型的堆芯入口流量分配状况,并对下腔室几何结构、冷管... 获得可靠的堆芯入口流量分配数据是改善压水堆堆芯热工水力性能的需要。应用计算流体力学方法研究了反应堆压力壳内复杂的流动现象,得到了秦山核电站二期600 MW反应堆1/4整体水力模型的堆芯入口流量分配状况,并对下腔室几何结构、冷管段入口流量等影响因素进行了敏感性研究。分析结果表明,双环路工况入口流量对堆芯入口流量分配影响较小;与双环路工况相比,单环路运行工况时流动特性显著变化,导致流量分配状况差异较大;堆芯入口流量再分配因子为0.05,与原型设计参数吻合。计算结果证实所采用研究方法有效,可为相关反应堆工程设计验证提供依据。 展开更多

关键词 反应堆堆芯 下腔室 流量分配 计算流体力学

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热管反应堆堆芯缩比模块瞬态特性分析 被引量：2

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作者 孙兴昂 郭自翼 +2 位作者 刘碧帆 周湛钊 柴翔 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第10期1766-1772,共7页

热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分... 热管堆具有长寿期、高可靠性等优势,是当下空间核反应堆的研究焦点之一。为研究热管堆瞬态过程中的核热耦合现象,本文基于半物理仿真技术,搭建了针对热管反应堆堆芯缩比模块的核热耦合实验平台,通过实验模块测量了堆芯缩比模块的温度分布,在仿真模块中基于点堆模型计算了输出功率随时间的变化情况。通过耦合实验模块和仿真模块,探索了瞬态条件下堆芯缩比模块核热耦合特性,分析了引入不同初始反应性时堆芯温度、加热功率和剩余反应性的瞬态演变过程,揭示了系统热容量造成的温度迟滞变化效应,即热惯性现象。结果表明,堆芯缩比模块的热惯性随引入的初始反应性的增大及初始功率水平的增加而减小,且与基体材料的热扩散率呈反比。 展开更多

关键词 热管反应堆堆芯缩比模块 点堆模型 核热耦合 仿真实验 热惯性

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热管段温度波动对反应堆堆芯功率控制的影响研究

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作者 商静 田亚杰 +2 位作者 张云波 吕智宏 李天友 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1061-1067,共7页

目前大型的压水堆核电站堆芯控制系统均设计有堆芯平均温度控制系统,该系统是一个闭环的控制系统,以稳定堆芯的平均温度为目标。该控制系统的正常运行,是保证反应堆安全稳定运行的前提和基础。作为被控对象,反应堆冷却剂平均温度的波动... 目前大型的压水堆核电站堆芯控制系统均设计有堆芯平均温度控制系统,该系统是一个闭环的控制系统,以稳定堆芯的平均温度为目标。该控制系统的正常运行,是保证反应堆安全稳定运行的前提和基础。作为被控对象,反应堆冷却剂平均温度的波动情况不仅是衡量该控制系统优劣的首要指标,同时也是直接影响控制系统稳定性的关键因素。总结众多压水堆核电站的运行经验,发现反应堆热管段温度的波动对反应堆平均温度控制系统影响巨大,有些甚至对反应堆的安全稳定运行造成严重影响。本文通过对具体工程案例的深入剖析、论证,归纳出热管段温度波动对堆芯平均温度控制系统影响的具体原理,为后续自主设计三代核电技术中的平均温度控制系统提供经验反馈。 展开更多

关键词 反应堆堆芯功率控制 温度波动 平均温度控制系统 滤波时间常数

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热管冷却反应堆固态堆芯热力耦合性能分析及结构优化 被引量：4

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作者 岳明楷 金浩 +4 位作者 刘桐蔚 李文杰 黄永忠 恽迪 周进雄 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第2期428-437,共10页

热管冷却反应堆的固态堆芯具有模块化、无流动回路等诸多优势,受到诸多学者关注。固态堆芯在工作寿期内涉及复杂的热力耦合行为。本文基于ABAQUS对固态堆芯工作性能进行了热力耦合分析。结合子程序的二次开发,综合考虑了间隙传热模型及... 热管冷却反应堆的固态堆芯具有模块化、无流动回路等诸多优势,受到诸多学者关注。固态堆芯在工作寿期内涉及复杂的热力耦合行为。本文基于ABAQUS对固态堆芯工作性能进行了热力耦合分析。结合子程序的二次开发,综合考虑了间隙传热模型及材料在极端工况下的蠕变、肿胀等行为。探究了各部件之间的相互作用关系。基于有限元仿真对固态堆芯尺寸进行参数优化,使用深度神经网络建立代理模型,使用NSGA-Ⅱ算法获得了pareto前沿解集。相较于初始设计参数,优化后的堆芯最高温度下降8.44%,最大应力下降34.43%,改善了固态堆芯的性能。 展开更多

关键词 热管冷却反应堆固态堆芯 间隙热传导 热力耦合 深度神经网络 尺寸优化

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基于Matlab/Simulink的ADSR堆芯动态仿真实验设计 被引量：1

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作者 曾文杰 李楚豪 +3 位作者 罗润 陈乐至 谭旭 杜尚勉 《实验室研究与探索》 CAS 北大核心 2021年第7期130-134,共5页

涉及核反应堆的实验具有高成本、高危险的特点,实现较为困难,因此开展核反应堆仿真实验设计是非常必要的。基于微扰理论和堆芯双输入双输出策略,利用Matlab/Simulink软件的状态空间模块,建立加速器驱动次临界反应堆堆芯动态仿真系统。并... 涉及核反应堆的实验具有高成本、高危险的特点,实现较为困难,因此开展核反应堆仿真实验设计是非常必要的。基于微扰理论和堆芯双输入双输出策略,利用Matlab/Simulink软件的状态空间模块,建立加速器驱动次临界反应堆堆芯动态仿真系统。并以CLEAR-IB次临界堆为例,设计实验内容并仿真。结果表明,堆芯进口温度阶跃上升2℃相比阶跃引入50 pcm的反应性对堆芯的影响小;由于堆芯燃料和冷却剂的反应性反馈,输出量堆芯的功率变化量和冷却剂平均温度变化量最终均达到稳定。实验的开设使学生深入理解核反应堆理论知识,也为"核反应堆运行仿真实验"课程的开设奠定了基础。 展开更多

关键词 加速器驱动次临界反应堆堆芯 动态仿真 实验设计

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ACME整体试验台架堆芯模拟体设计 被引量：7

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作者 李玉全 常华健 +2 位作者 叶子申 陈炼 王含 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期236-241,共6页

为完成CAP1400非能动堆芯冷却系统试验验证,设计并建造了1/3高度比例的ACME整体试验台架.针对整体试验中堆芯处的关键热工水力过程进行比例分析,确定堆芯模拟体设计所需满足的相似准则,并在综合考虑加热棒制造工艺参数等因素后,通过不... 为完成CAP1400非能动堆芯冷却系统试验验证,设计并建造了1/3高度比例的ACME整体试验台架.针对整体试验中堆芯处的关键热工水力过程进行比例分析,确定堆芯模拟体设计所需满足的相似准则,并在综合考虑加热棒制造工艺参数等因素后,通过不同方案比较确定了ACME堆芯模拟体加热棒参数及整体几何排布方案.为在试验运行过程中有效支撑加热棒,采用了具有梅花孔支撑形式的支撑板,并通过阻力计算确定支撑板流通孔开孔结构尺寸,以匹配台架堆芯阻力设计要求.结果表明:ACME试验台架堆芯模拟体的设计通过了加工制造、组装、阻力测试和试验运行各环节的验证,其设计满足整体试验要求. 展开更多

关键词 反应堆堆芯 热工水力 整体试验 比例分析 支撑格架

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基于BP神经网络的堆芯三维功率重构方法研究 被引量：8

9

作者 蔡宛睿 夏虹 杨波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第12期2130-2135,共6页

堆芯功率分布包含了堆芯内的大量信息,由于在反应堆运行过程中无法直接测量堆芯内所有位置的功率,因此需通过其他方法得到堆芯三维功率分布的情况。本文以秦山一期工程为对象,利用堆外中子探测器在不同棒位和不同功率下的计数及BP神经... 堆芯功率分布包含了堆芯内的大量信息,由于在反应堆运行过程中无法直接测量堆芯内所有位置的功率,因此需通过其他方法得到堆芯三维功率分布的情况。本文以秦山一期工程为对象,利用堆外中子探测器在不同棒位和不同功率下的计数及BP神经网络对堆芯三维功率分布进行重构计算,并利用REMARK程序对该计算结果进行验证。结果表明,该功率重构方法能在反应堆运行的50%～100%功率范围内,较好地呈现堆芯三维功率分布。 展开更多

关键词 BP神经网络 反应堆堆芯 三维功率分布

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加速器驱动次临界系统堆芯功率的自抗扰控制 被引量：3

10

作者 郭伟 石波 张益林 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期242-248,共7页

提出了一种基于非线性自抗扰控制(ADRC)技术的加速度驱动次临界系统控制(ADS)堆芯功率控制方法。首先,采用带外源的中子动力学方程和能量守恒方程搭建ADS堆芯系统非线性模型,利用微小摄动理论对模型进行线性化处理,得到双输入双输出传... 提出了一种基于非线性自抗扰控制(ADRC)技术的加速度驱动次临界系统控制(ADS)堆芯功率控制方法。首先,采用带外源的中子动力学方程和能量守恒方程搭建ADS堆芯系统非线性模型,利用微小摄动理论对模型进行线性化处理,得到双输入双输出传递函数模型;其次,基于该模型设计堆芯功率自抗扰控制系统,利用“分离性原理”对控制参数进行整定;最后,利用Matlab平台搭建ADS堆芯系统非线性模型和ADRC控制器模型,对ADRC控制与PID控制进行对比分析。结果表明:所设计的控制系统具有更好的控制性能,证明了将ADRC技术应用在ADS堆芯系统控制方面是可行的。 展开更多

关键词 反应堆堆芯 次临界系统 非线性模型 自抗扰控制

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两相湍流交混的理论模型与实验研究 被引量：1

11

作者 郭玉君 王正杰 +1 位作者 贾斗南 康森厚 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 1989年第4期378-384,共7页

一、引言两相湍流交混不论是对反应堆堆芯的稳态热工设计还是事故分析都是十分重要的。然而,由于两相湍流交混的机理非常复杂,以及实验的难度很大,至今尚缺乏能够精确计算子通道间两相湍流交混量的成熟的经验或半经验关系式。1972年,Beu... 一、引言两相湍流交混不论是对反应堆堆芯的稳态热工设计还是事故分析都是十分重要的。然而,由于两相湍流交混的机理非常复杂,以及实验的难度很大,至今尚缺乏能够精确计算子通道间两相湍流交混量的成熟的经验或半经验关系式。1972年,Beus根据别人的实验数据,导出了一个计算两相湍流交混的关系式,他把整个两相流动工况分为两区,在交混峰值之前是搅拌混合区,认为该区内的两相湍流交混主要是由于汽泡和汽团的搅拌作用所支配,峰值之后是环状流下的过渡混合区,在该区内,用双曲线来拟合实验数据,峰值出现在块状流向环状流过渡的转变点处。在他的模型当中,没有考虑间隙等参数对交混的影响,用双曲线来拟合环状流区域内的交混也是不够理想的。 展开更多

关键词 两相 湍流 交混 模型 反应堆堆芯

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扩散临界计算中的多重迭代优化技术

12

作者 李云召 吴宏春 +1 位作者 曹良志 郑友琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B12期660-663,共4页

核反应堆堆芯中子扩散计算中一般存在至少3重迭代：裂变源迭代、多群散射源迭代和群内迭代。为避免相邻两重迭代之间产生的内层迭代收敛太强会引入多余计算量、收敛太弱会使外层迭代收敛性变差甚至不收敛的问题，本文针对采用带Gauss—S... 核反应堆堆芯中子扩散计算中一般存在至少3重迭代：裂变源迭代、多群散射源迭代和群内迭代。为避免相邻两重迭代之间产生的内层迭代收敛太强会引入多余计算量、收敛太弱会使外层迭代收敛性变差甚至不收敛的问题，本文针对采用带Gauss—Seidel左预处理的多群GMRES算法的变分节块法，设计并验证了一种对大多数问题均适用的多重迭代优化技术，其优化设置多群迭代和群内迭代的收敛准则的基本思想是：相应内层迭代收敛误差限正比于相应外层迭代的误差衰减率。数值计算基于商用压水堆和钠冷快堆选取的两个有代表性的堆芯算例进行，相应的结果表明：该多重迭代优化技术可对多群迭代加速约1～2倍，对群内迭代加速约5～21倍。 展开更多

关键词 核反应堆堆芯计算 多重迭代优化 迭代收敛准则 变分节块法

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自然循环瓣阀开启行为的分流域耦合仿真方法 被引量：1

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作者 丰收 王福鹏 +3 位作者 孙汝雷 岳芷廷 田瑞峰 高璞珍 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期1691-1697,共7页

为了探讨主泵失效事故初期自然循环瓣阀开启过程中反应堆堆芯及堆水池的流场变化及自然循环瓣阀不同的结构参数对堆芯内部冷却剂导出的影响,本文以自然循环瓣阀结构为核心建立了反应堆三维数值模型。采用重叠网格方法对自然循环瓣阀的... 为了探讨主泵失效事故初期自然循环瓣阀开启过程中反应堆堆芯及堆水池的流场变化及自然循环瓣阀不同的结构参数对堆芯内部冷却剂导出的影响,本文以自然循环瓣阀结构为核心建立了反应堆三维数值模型。采用重叠网格方法对自然循环瓣阀的开启行为进行仿真分析,获得了不同安装高度的自然循环瓣阀开启过程的速度场、自然循环瓣阀流道和堆芯进出口的流量变化。从定性和定量的角度分析验证了自然循环瓣阀的可靠性,为自然循环瓣阀的最优化设计提供了参考。 展开更多

关键词 低温供热堆 主泵失效事故 反应堆堆芯 自然循环瓣阀 重叠网格 分流域耦合 流场 敏感性分析

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船用核动力内部事件一级概率安全分析

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作者 王帅 邓飞云 王俊新 《中国舰船研究》 CSCD 北大核心 2023年第3期231-236,共6页

[目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建... [目的]旨在采用概率安全分析方法来全面审查船用核动力装置的安全性。[方法]为此,建立船用核动力装置内部事件功率工况的一级概率安全分析(PSA)模型,针对可能引起反应堆堆芯损伤的17组始发事件,建立17棵事件树;针对8个前沿/支持系统,建立42棵故障树,进而对船用核动力装置进行一级PSA分析。[结果]计算结果表明:堆芯损伤频率(CDF)为4.38×10–6/堆年,并确定了各始发事件组对CDF的贡献;根据重要度分析结果,人误事件和电力系统故障是对CDF贡献最大的2个因素;根据敏感性分析结果,接入第3台柴油发电机可以显著降低堆芯损伤的概率。[结论]研究成果可为船用核动力装置的安全性设计提供参考。 展开更多

关键词 船用核动力 一级概率安全分析 反应堆堆芯损伤 始发事件

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