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[硕士论文] 赵博康
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:随着先进算法的研究及计算机技术的飞速发展,实现反应堆多物理场、多尺度模拟逐渐成为可能。数字化反应堆研究的重点对象之一就是开展多物理场问题的研究,将过去孤立的物理过程耦合起来,抛除各种近似与简化,向高保真、高精度计算靠拢。
  目前在复杂的多物理过程分析中,通常通过解耦合的方法将相互联系的多物理场拆分成多个独立的物理过程,各自在专门的应用程序中求解后通过数据交换的方法将待耦合变量作为边界条件进行物理场之间的数据传递。这种方法固然可以得到结果,但数学模型无法准确描述实际情况,计算结果始终难以让人信服。通过调研美国MOOSE软件,根据其计算框架内实现多物理场全耦合的思想,结合有限元方法适用范围,研究构建核工程领域计算框架的基本方法及所需功能,并以此为基础设计计算框架。
  由于有限元在诸多领域的研究并不完善,在对多物理场进行耦合计算前需了解物理场模型的求解方法及局限性。为满足高精度的计算要求,以CFD领域为例,从有限元计算机理出发探索影响计算精度的原因,并以插值函数阶数及插值函数类型作为主要讨论对象。以GHIA所做的项盖驱动的方腔流动作为基准,对比不同插值函数阶数及插值函数类型对CFD计算精度的影响。
  以上述有限元计算精度研究为基础,将其应用在多物理场耦合计算问题中。在此分别挑选强、弱耦合两算例来比对耦合方法对计算结果的影响。在物理场弱耦合问题中,分别利用松耦合、紧耦合和全耦合方法模拟热流体通过圆管导致金属管变形的问题。在强耦合问题中以MSRE为基准,利用紧耦合和全耦合的方法进行物理-热工强耦合计算对比。探索在不同耦合强度的多物理场问题中,耦合方法对计算结果的影响。
[硕士论文] 王芷妍
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:堆芯燃料管理与反应堆的经济性和安全性息息相关,反应堆燃耗计算是反应堆设计与分析的重要环节。反应堆燃耗计算需进行输运、点燃耗交替迭代计算,输运计算通过求解玻尔兹曼方程得到堆芯稳态中子学参数,点燃耗计算通过求解Bateman方程组得到堆芯核素密度随时间的变化。燃耗过程中,核素反应率与材料核素密度紧密相关,传统方法中,通过简单设置核素的燃耗步长强制解耦会带来计算偏差。因此,在蒙卡输运-燃耗耦合计算过程中需要准确考虑核反应率变化对核素燃耗计算带来的影响,以达到提高计算效率、保证计算精度的目的。
  传统的蒙卡输运-燃耗耦合策略需通过缩短燃耗步长以保证计算精度,这种处理方式会增加燃耗步数降低计算效率。本文基于中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC,开展了基于改进半预估修正的蒙卡输运-燃耗计算耦合策略研究。在半预估修正方法的基础上,采用投射预估修正的处理方式,根据反应率与核子密度之间存在相关性的假设,对每个燃耗步起点处的反应率进行修正,避免计算误差的逐步累积。同时,结合子步法的思想,将设定的燃耗步长划分成若干子步,通过线性拟合的方式获得每个子步的反应率,对每个子步进行燃耗计算,从而在保证相同计算精度的前提下可使用更长的燃耗步进行计算,提高计算效率。
  为验证本文发展的改进半预估修正耦合策略的正确性与效率,本文选取了OECD/NEA发布的TAKAHAMA-3压水堆基准题和国际原子能机构发布的BN-600模型进行综合测试。测试结果表明,与传统耦合策略起点近似相比,在保证相同计算精度的情况下,采用本文耦合策略的燃耗步长最高可达到传统耦合策略的8倍。
[硕士论文] 侯爽
建筑与土木工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:实验快堆特有的安全性、可增殖性和高热效率等优点,已成为全球发达国家研究的热点。我国近几十年对实验快堆进行了研究,并成功修建了第一座100%功率运行72小时的实验快堆。由于快堆的功率密度大,产生的热量多,故一般采用热导率高的液态金属钠做为冷却剂。当液态钠泄露后一般会引起钠火事故,对混凝土结构造成破坏,带来巨大的损失。但目前钠火对混凝土侵蚀的相关资料较少,故本文主要开展以下研究工作:
  观察混凝土浇液态钠后,产生大量白色和淡黄色的物质(主要为氧化钠、过氧化钠和氢氧化钠),未反应的金属钠附着在混凝土或钢板表面。液态钠直接与混凝土接触,会使混凝土试件表面剥落,尤其喷钠管正对位置较为损伤严重;且钠量越多混凝土剥落的碎片越多;但覆盖钢板后则混凝土表面不会出现剥离情况。
  本文考虑受约束作用、表面防护措施和浇注液态钠量,研究在钠火作用下混凝土内部温度变化、抗渗性和微观结构变化规律,制作了13个混凝土试件和1个混凝土小室,采用240℃液态钠对9个混凝土试件和1个混凝土小室进行喷钠试验,其余4个混凝土试件作为对照组。
  采用高温测试仪监测钠火作用后混凝土温度变化规律,结果表明:混凝土上层温度比下层温度升温速率快且温度高;浇注液态钠量相同时,受约束作用的混凝土试件升温速率较快且温度相对较高;相同约束条件下,液态钠量越多混凝土的最高温度越高;混凝土表面有防护措施的,升温速率较慢,温度较低。
  研究钠火对混凝土抗渗性影响,进行了吸水率、抗氯离子渗透试验,结果表明:浇注与未浇注液态钠对比,混凝土的抗渗性变差,同时表面覆盖钢板的混凝土抗渗性相对较好;钠量相同时,受约束作用的混凝土抗渗性相对较差,且试件中心位置比十字区域位置的混凝土抗渗性差;同一柱体上层混凝土的抗渗性比下层相对要差。
  对于钠火对混凝土微观结构影响,进行了压汞、SEM和XRD试验,结果表明:浇注液态钠后混凝土孔结构整体呈增大趋势,孔隙率、总孔面积、最可几孔径变大,钠火改变了混凝土的微观结构;混凝土在约束作用、表面未覆盖钢板条件下孔隙率相对较大,且钠与混凝土发生化学反应,有钠的氧化物生成;而混凝土表面覆盖钢板钠未与混凝土直接接触,只受温度影响未与钠发生化学反应,孔结构变化相对较小。
[硕士论文] 郭丹
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:自然循环蒸汽发生器是现有的压水堆核电厂中连接一回路与二回路的重要换热设备。蒸汽发生器中的水位变量对核安全有着至关重要的影响。只有将蒸汽发生器水位控制在容许范围内,才能确保核电厂运行的安全可靠性。
  现有蒸汽发生器水位控制普遍在E-Irving模型的基础上进行研究,虽然使控制算法的研究更加方便,具有一定的适用性,但由于该模型不包含热工水力过程,不能全面反映出核电站蒸汽发生器的运行状态,为了能更好的实现对核电厂蒸汽发生器水位的控制,可以利用蒸汽发生器的运行机理进行建模,然而这样在更加准确的同时也使整个控制系统复杂度呈指数增加。由于在蒸汽发生器实际运行中,水位通常会受到一些因素干扰,在扰动情况下由于水位下部气泡量因局部压力变化而变化,进而出现“虚假水位”现象,“虚假水位”现象的出现使传统控制方法在某些情况下不能获得良好的控制效果,因此蒸汽发生器水位的动态建模以及先进有效的控制方法是本文研究的重点。
  本文根据线性参数变化理论(Linear Parameter Varying,简称LPV)建立了基于E-Irving模型的蒸汽发生器多胞LPV水位模型。参照大亚湾核电厂的蒸汽发生器的具体参数,基于集总参数法建立了一种既能反映一定热工特性又便于控制系统设计的自然循环蒸汽发生器四阶动态水位机理模型,在100%、70%、50%及30%四个功率水平条件下,引入了蒸汽流量正阶跃以及换热量正阶跃,进行了动态仿真分析,验证了模型的有效性。仿真结果显示,该模型在扰动时,蒸汽发生器各主要参数都表现出合理的变化趋势,准确的模拟出了“虚假水位”现象。
  分析了分数阶PIλDμ控制系统的稳定性;在欧文多胞LPV水位模型的基础上,将基于Grunwald-Letnikov(简称G-L)定义的分数阶算子分别引入蒸汽发生器水位控制系统主回路、副回路及主副回路中,完成了短记忆分数阶PIλDμ控制器的设计;设计了基于Oustaloup间接离散化方法改进算法的串级分数阶水位控制器。由于控制器参数的整定仍是现阶段存在的问题,为了实现蒸汽发生器水位控制器参数的自动整定,本文采用模糊自适应以及混沌粒子群两种不同类型的智能控制算法来自动调节控制器的参数。仿真结果仿显示,所设计的分数阶控制器以及智能调参算法均是有效的,其中以改进的Oustaloup间接离散化串级分数阶水位控制器效果最优。虽然两种智能寻优方法均取得了较好的效果,但由于混沌粒子群智能寻优方法不依赖于经验规则,更适用于工程模型,根据已获得的结果,对所建立的蒸汽发生器水位动态机理模型,设计了基于混沌粒子群的改进Oustaloup分数阶水位控制系统。仿真结果显示,该智能控制系统能有效减弱“虚假水位”,较好的实现了自然循环蒸汽发生器水位的在线自动控制。
核科学与技术;核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:每座在运行的反应堆每年将产生近二十吨的乏燃料。这些乏燃料中的次锕系核素(MA)半衰期很长,达到几百万年。由于MA的长期放射性,会导致储存问题,目前最可行的解决方案是深度地质储存。研究表明,将这些核素嬗变至短半衰期核素能解决这一问题:MA核素中Np-237,Am-241以及Am-243在热能区有非常大的热中子俘获截面,所以它们能轻易地俘获热中子嬗变成其它的具有低放射性核素或没有放射性的核素。考虑到Np-237具有长达214万年的半衰期,本文研究Np-237在AP1000的反应堆中嬗变特性。
  NpO2装载会对AP1000反应堆的反应性造成影响,为了研究装载了Np-237后反应堆反应性的变化,使用MCNP程序进行了模拟计算。NpO2以三种不同的方案装载到压水堆,本文研究了三种不同的装载方案的嬗变特征。第一个方案是在可燃毒物棒的外层镀一层NpO2材料,当厚度为0.11cm时,它的keff为0.99736,比临界的keff稍微降低了一点,总的装载量被控制在1897.21kg。第二个方案是在可燃毒物的水隙层添加不同厚度的NpO2材料,当厚度为0.07cm时它的keff为0.98088,装载总质量为1685.26kg。第三种方案是将NpO2均匀的与可燃毒物进行混合,当NpQ材料质量百分比达到100%时,keff为0.98349,此时NpQ总共装载量为1414.79kg。NpQ装载在AP1000堆芯中并不需要消耗额外中子,其消耗的中子是原本由可燃毒物吸收的中子。同时装载NpQ不需要修改反应堆完善的几何结构,也不需要修改燃料棒的成分和几何结构。
[硕士论文] TALHA BIN MUJAHID
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:核反应堆安全壳建筑的设计至关重要,其用于提高核电站的安全性。由于如TMI,切尔诺贝利和福岛县的核事故,核电发展中的消极观念越来越受到重视。为了改善的新一代核电站的安全性,非能动系统被广泛使用,AP1000中的非能动安全壳冷却系统就是这类系统的典例之一。它的作用是在冷却剂丧失(LOCA),主蒸汽管道破裂(MSLB)等事故发生时,将安全壳内产生的热量转移到大气中,并将容器内的压力保持在阈值以下。系统设计和安全分析需要一个模拟系统行为的合适模型,并采用多卷集总参数方法来分析容器完整性并研究假定的冷却剂失水事故(LOCA)和主蒸汽管道断裂(MSLB)事故。然而,对研究安全壳中的T-H特性很重要的温度和压力分布却不能用这种模型详细描述。在本研究中,Matlab软件被使用于建立基于集总参数法的PCCS模型,并与WGOTHIC的计算结果进行比较,说明该点模型具有可靠性。然后对输入参数进行过滤,选择中断的气温,风速和排放数据作为研究对象计算,并分析了基于不同输入参数组合的结果。再将这些结果与西屋设计控制文件(DCD)2002中的结果进行比较。通过分析计算结果表明,在LOCA下,气温和风速会影响峰值出现的时间。温度越低,压力峰值出现越晚。此外,还使用ANSYS FLUENT对LOCA进行模拟,并进行分析。在研究的第二阶段,LOCA的T-H分析是通过考虑PCCS中的降膜蒸发的热量去除因子来进行的。为此应用了ANSYS FLUENT中的Eulerian Wall Film模型来研究上述现象。分析了PCCS外部气流路径中液膜和蒸汽混合气体之间的传质,并表现出其良好的性能。
[硕士论文] 张琦
核能与核技术工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:硼酸控制是压水堆反应性控制重要部分,在启堆初期燃料组件剩余反应性较大,一回路的硼酸可补偿堆芯剩余反应性;堆芯应急冷却中安注水箱将含有高浓度硼酸的冷却剂注入压力容器淹没堆芯并引入负反应性。主回路内硼酸浓度分布直接关系到堆芯燃料组件的安全:堆芯供冷不足产生将导致一回路硼浓度重新分布,冷段附近管路内形成低浓度稀释水团。稀释水团进入堆芯流道后可致燃料组件临界和功率峰偏离,高硼冷却剂与稀释水团在环形下降段和下腔室的混合过程是事故条件下的安全分析的重要内容。
  本文采用平面激光诱导荧光法分析硼稀释问题,该方法可在不影响流体流动的情况下获得精度较高的二维浓度分布。对湍流扩散布朗运动项占比的分析表明,激光染色剂罗丹明B可模拟硼酸分子的输运过程。实验本体材料为聚甲基丙烯酸甲脂,对532nm激光透视率超过80%;压力容器模型设计参考典型三代压水堆多回路设计,增设双层流量分配孔板保证与原型压力容器内的流动特性一致。对实验过程的误差分析显示,浓度测量不确定性为6.08%。
  根据课题背景,实验分为流动实验和安注实验两部分:流动实验以主泵恢复工作为前提分析稀释水团与含硼冷却剂在封闭一回路中的混合过程,分别进行了单回路和双回路流动实验;安注实验以外部应急水源进入一回路为前提,通过添加蔗糖的形成密度差,分析密度差条件下安注水与稀释水团的交混机理。实验结果表明:含硼溶液进入环形下降段后并非直接沿横截面流动,而是沿周向位置扩散,水平方向动能衰减后扩散方式过渡为竖直方向的沉降;入口雷诺数突破临界范围后,入口染色剂水平方向动能尚未完全衰减就已经充满了整个环腔;引入密度差后交混机理发生改变,安注蔗糖溶液受质量力作用迅速沉降并占据整个下腔室,随后部分流体在周向位置较大的区域沿重力反方向形成逆流;弗劳德数高于一定范围后注流密度较大,质量力作用居于主导地位并形成浓度分层。
  通过FLUENT对硼稀释问题展开数值模拟分析,数值模拟结果经实验数据验证,可准确反映压力容器内流动混合特性。三维流线图显示硼酸溶液进入压力容器后在环腔内壁发生剧烈碰撞,随之呈放射状散开并获得多维度的速度矢量;横截面的速度矢量图显示入口流体沿周向位置扩散,并伴随着速度衰减。通过数值模拟获得了整个环腔内的浓度分布,其浓度扩散趋势与实验结果相一致。
  结合实验数据对热工水力分析程序RELAP5的硼输运模块进行适用性评价。以压力容器可视化本体为基础建立模型,包括入口管段和环形下降段,并考虑了重力影响。通过对比计算结果与实验得到的归一化浓度发现,多通道环形下降段模型更适用于硼酸输运的分析中;当前RELAP5硼模块中,增加硼酸浓度不会影响其流动和交混特性。
[硕士论文] Sohaib Tariq
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:CPR1000是基于法国三回路的设计,中国二代加的1080兆瓦压水反应堆。CPR1000由中国设计,是为中国核电贡献力量的主要反应堆之一。本文中,使用了基于蒙特卡罗方法的cosRMC程序,根据可用的材料和几何信息,对CPR1000反应堆堆芯进行了建模。cosRMC是由国家核电软件技术中心和中国清华大学联合开发的一套蒙特卡罗程序。计算过程分为临界计算和屏蔽计算两部分。临界计算针对于标准燃料装载的堆芯进行,从而确定出堆芯的临界因子和功率的分布。在临界条件下,计算了堆芯内部轴向和径向的中子通量密度及功率分布。在确定了堆芯屏蔽计算的临界程度后,采用固定源方法进行了屏蔽计算。屏蔽是保证核能发电安全、绿色、环境友好的关键。而压力容器是反应堆中的关键部件,其使用寿命直接关系到核电站和站内工作人员的安全。所以屏蔽计算非常重要,为了确保压力容器符合标准要求,参考了NRC监管指南RG1.190进行了屏蔽计算。cosRMC程序有能力对复杂的堆芯几何进行三维建模,故在堆芯屏蔽计算的临界程度确定后,利用固定源方法,确定了反应堆压力容器处的中子注量率。根据算得的中子通量密度,对压力容器处E>0.1MeV和E>1MeV的快中子注量率进行了中子屏蔽分析。计算所得的压力容器内表面处的快中子注量符合NRC的相关标准,并且与离散纵标法计算的结果相当。
[硕士论文] 宁爽
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:在当今的世界能源格局中,核能占有非常重要的地位,但由于核能资源的特殊性,其安全性和经济性成为了新一代堆芯设计的重要研究方向。球床高温气冷堆(pebble-bed high temperature gas cooled reactor)是采用球形燃料元件的高温气冷堆。规则排列球床模块堆是燃料球以规则方式堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计,与随机床相比换热性能更佳,应用前景十分广阔。开展针对球床内流体流动和换热特性的研究,对球床高温气冷堆的优化和球床计算方法的完善以及其它相关研究都有重要意义。
  本文采用CFD数值模拟计算方法,使用STAR-CCM+进行建模及网格划分,再用FLUENT软件模拟本文研究了体心立方(Body Centered Cube)单通道球床结构内规则排列填充燃料球体在湍流流态下的流体单相流动和换热特性。鉴于之前研究者对BCC球床数值模拟结果的不一致性,本文通过数值模拟,考察了不同球床排列形式对BCC球床通道流态转变的影响,进一步揭露其流态转变机制。本文主要的研究工作和结果如下:
  1.采用搭桥法处理颗粒间的点接触问题,确定了合适的球床规模与桥柱直径,分析了局部流动和换热特性以及桥柱直径对其的影响。结果表明:BCC球床采用单通道模型比较合适,原因是其湍流流场的对称性会从轴对称转变成中心对称,压力梯度和Nu数均得到明显提高。流场对称性变化的位置受到Re数影响,但未受到球床轴向层数的影响。桥柱直径增加会降低BCC球床的局部压降,在其不高于0.1倍颗粒直径时不会对球床的压降和换热特性产生显著影响,建议取0.1倍颗粒直径较为合适。
  2.研究中观察到流体流态转变现象。进一步研究了网格效应、湍流模型与点接触处理方法对球床湍流流场的影响。结果表明:网格的数量与网格的形式会造成模拟结果的不一致性或多样性,BCC球床的流动中流场发生对称性变化并非普遍存在,为确保CFD模拟的可信度还需进行相关的球床实验选择合适的网格形式及数量;对比RNG k-ε与标准k-ε湍流模型下模拟的差异的研究结果表明:不同的湍流模型下,BCC球床通道内的流场会呈现不一样的状态,压降的轴向分布特性存在很大差异;对比截面法、缩径法、桥柱法下的BCC通道内流场分布的研究结果表明:不同的点接触处理法会对球床湍流流场产生影响。选用截面法与缩径法都会观察到流态转变,但选用桥柱法时随着雷诺数提高,流态转变现象消失。
  3.本文还针对规则排列球床通道内流体进行了流体流动换热的相关研究,重点研究了流场内沿程温度变化,得到了球体颗粒表面的温度分布,分析了球面温度分布的不均匀性、对比了三种不同排列形式的体心立方结构(BCC)的换热系数以及耦合换热效率,分析了流场内的换热特性并据此结果为球床通道内球体颗粒的排列方式与最佳排列尺寸提出了建议。
[硕士论文] 杨松
机械工程 北京交通大学 2018(学位年度)
摘要:第四代先进核能系统以采用液态钠作为冷却剂的钠冷快堆为首,由于液态钠冷却剂被惰性气体氩气覆盖以起到保护作用,所以密封介质为放射性钠和氩气。目前,钠冷快堆的主轴密封主要使用机械密封,具有复杂的结构且更换不便,无法实现保护气体的零泄漏。磁性液体密封具有结构简单,可靠,无泄漏等优点,将其应用于钠冷快堆主轴密封具有重要的研究意义。由于钠冷快堆主轴的上侧采用滚动轴承,下侧采用滑动轴承进行支撑,因此在旋转过程中轴线存在径向微动。应用磁性液体密封,应避免由于径向微动而引起泄漏这一关键问题。围绕此工况的磁性液体密封问题,本论文完成了以下研究:
  (1)设计磁性液体密封方案,采用轴向磁性液体密封十径向O型密封圈密封的组合密封方案来克服主轴径向微动工况下的密封问题。
  (2)运用ANSYS有限元软件,对磁性液体密封进行耐压分析,根据耐压分析与工况条件设计磁性液体密封结构,并提出可延长使用寿命的设计方案。
  (3)运用ANSYS Workbench有限元软件,针对O型密封圈的径向微动工况进行模拟建模,分析其寿命。
  (4)针对模拟结果搭建O型密封圈微动磨损实验台,测得摩擦力与位移、振动频率间的关系,将实验所测摩擦力结合模型,得出O型密封圈的寿命。
  (5)搭建磁性液体密封实验台,验证静态密封实验、动态密封实验和振动实验。实验结果表明,在实际工况下所选用的方案满足耐压要求,验证所设计结构的合理性。
[硕士论文] HAFIZ HASEEB UR REHMAN
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:利用压力容器外部冷却(ERVC)的压力容器堆内滞留(IVR)技术是一种在压水堆中在严重事故情况下的处理方案之一,它有助于将核燃料的熔融物保留在反应堆压力容器(RPV)内部。在IVR-ERVC技术中,由于缺乏冷却而熔化的核燃料组件在重力作用下落入压力容器下封头,在非能动系统作用下冷却水注入反应堆堆坑内淹没压力容器下封头,下封头外表面发生沸腾换热从而使得压力容器得到外冷却,以保持反应堆压力容器的结构完整性。沸腾传热的临界热流密度对ERVC技术至关重要。只有局部热流密度小于临界热流密度,传热将处于核态沸腾,压力容器的完整性将得到保证。CHF限制了ERVC技术的冷却能力。因此IVR技术的有效性取决于压力容器外部冷却的临界热流密度(CHF)。
  压力容器外部冷却的流通面积对提高自然循环流的CHF以及改善IVR技术具有重要意义。本文对ULPU-2400实验装置的实验工况进行了数值模拟,研究了流速分布、温度分布和压力损失等。基于Fluent软件,利用欧拉方法与用户定义函数UDF耦合研究了表面沸腾换热现象。文中研究了不同通道间距对流动和传热性能的影响,压力容器外侧的绝热层和压力容器外表面的间隙大小即为通道间距。本文分析了三个通道的沸腾现象,其中前两个的通道间距分别76mm和152mm,第三个则是间距变化的通道,最低点处通道间距76mm,最高点处间距152mm,数值模拟研究了速度分布、空泡份额和加热壁温度分布。
  模拟结果表明,随着流体向上流动,两相流的流速和空泡份额都增大。随着通道变大,壁面温度增加,最佳的传热速率出现在最小的通道内。最小通道的流速在三个通道中是最大的,并且出口速度剖面显示,加热壁面附近的速度高于绝热壁面附近的速度。受此影响,加热壁面与绝热壁面间还存在压力梯度。在某些情况下,与实验研究比较了一些位置的温度分布和压力损失,结果吻合较好。
[博士论文] 姜頔
控制科学与工程;控制理论与控制工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:中国目前处于产业结构和能源结构调整的大背景下,核电具有能量密度大、稳定性好、燃料运输量小的特点,在满足国家能源供应安全、实施能源供给侧结构性改革和实现能源结构调整中发挥了重要作用。核反应堆控制系统是核电站控制系统的重要组成部分,主要通过调节蒸汽发生器水位和核反应堆功率实时自动跟踪电力系统负荷的变化,并维持核电机组核功率、热功率和负载功率的平衡,对核电机组的安全高效运转起到举足轻重的作用。
  随着中国核电装机比例逐步增加、核电机组的单机容量不断增加,电网需要核电机组采取“堆跟机”模式来提高电网的稳定性及供电质量。在“堆跟机”模式下,核反应堆频繁的功率变化,激发了系统的本质非线性,给核反应堆控制系统的控制带来了新的挑战。因此在“堆跟机”模式下,研究核反应堆控制系统合理的优化控制方法,对核电机组安全高效运行具有重要意义。
  本文在深入研究“堆跟机”模式下核反应堆控制系统特性的基础上,采用非线性模型预测控制理论分析与数值仿真结合的方法,对“堆跟机”模式下核电机组核反应堆控制系统的控制问题开展深入研究。本文的主要内容包括:
  (1)针对蒸汽发生器水位控制问题,构造了准最小最大模糊预测控制器。选择状态增量和水位作为增广状态,使用模糊模型来拟合水位非线性动态。然后基于准最小最大策略和模糊李雅普诺夫函数设计了预测控制器。为了减少在线计算复杂度,离线计算满足给水流量和水位硬约束的不变集合。在此基础上,在线计算首先采用二分搜索策略,按照系统的状态选择对应的不变集合,然后在线求解一个简单的凸优化问题,并在预测控制器设计“三要素”的框架下分析了闭环稳定性。
  (2)针对蒸汽发生器水位硬约束会导致水位不稳定的现象,构造了水位软约束预测控制器。深入分析了水位控制系统非最小相位特性导致不稳定零点逆转成极点的原因。然后采用了放松水位约束的控制器设计思想,引入两种松弛变量来放松水位约束和终端约束集合,并离线计算仅满足给水约束的终端约束集合,减少在线计算量。从多目标优化的角度分析了水位惩罚项和跟踪设定值这两个性能指标与放松水位惩罚系数的关系,并比较了水位无约束、硬约束以及软约束这三种预测控制策略的性能以及软约束预测控制的自身鲁棒性。
  (3)针对加压重水反应堆空间功率的“通量倾斜”现象,提出了分散结构的模糊模型预测控制算法。首先采用节点建模法将重水堆分为14个区域,每个区域采用一组微分方程组描述该区域内的功率动态。然后采用模糊模型建模重水堆各区域的非线性动态,在此基础上,构造了模糊预测控制并基于准最小最大策略在线求解约束优化问题,在分散模糊预测控制器的设计中加入渐进正实约束来保证分散控制结构的全局闭环稳定性。
  (4)研究了小型反应堆在大范围变负荷条件下的功率控制问题。首先,将反应堆功率多目标控制问题转化为具有不同目标优先级的字典序优化问题。然后,采用序贯求解策略求解非线性规划问题。随后分析了反应堆系统多时间刻度特性给序列二次规划在线求解带来困难的原因。最后将连续的控制棒速度集合限制为预先选定的离散速度值,并采用粒子群优化高效求解反应堆功率优化控制问题。
[硕士论文] 苏建科
核能与核技术工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:离心泵是核动力装置中的重要部件,其内部流动特性直接影响着设备的可靠性和安全性。本文基于激光诊断技术对离心泵内流场进行了研究,得到了叶轮流道和隔舌附近的流场,并对泵内工质流动规律进行了分析,为离心泵设计和性能评估提供了参考。
  搭建了离心泵内流场测量实验系统,设计了轴编码器控制的相位时均拍摄系统,实现了离心泵内流场的可视化观测,通过编制实验规程在操作上保证了实验质量。
  选取聚酰胺树脂颗粒、空心镀银玻璃珠和荧光聚苯乙烯三种具有代表性的示踪粒子进行粒子跟随性分析,根据三种示踪粒子跟随性和实验需求等因素综合选择了合适的示踪粒子。选择苯甲醇和无水乙醇混合溶液、硫氰酸钾溶液、硫氰酸钠溶液、硫氰酸铵溶液和碘化钠溶液五种折射率匹配试剂在小型实验系统内进行折射率匹配方案测试,论证了折射率匹配方案对实验的影响和适用范围。
  采用粒子图像测速(PIV)技术对离心泵叶轮流道内流场进行测量,在300r/min~750r/min的条件下研究了转速对叶轮流道内流场特性的影响,得到了不同转速下叶轮流道内的速度分布;在20~80%阀门开度下研究了阀门开度对叶轮流道内流场特性的影响,得到了不同阀门开度下叶轮流道内的速度分布。在300r/min~750r/min的条件下研究了转速对蜗室内隔舌附近流场的影响,对隔舌上方的回流与速度分布进行了分析;在20~80%阀门开度下研究了阀门开度对隔舌附近流场的影响,得到了不同阀门开度时两个垂直方向上的速度分布。参考日本可视化协会提出的误差引入因素建立了实验系统的误差分析模型,计算了全系统的实验误差。
  利用激光诱导荧光(LIF)技术在小型实验系统内对叶轮机械内工质流动扩散现象进行了研究,设计了叶轮机械流场的PIV与LIF同步测量实验方案,为离心泵内更加全面的流动信息获取提供了参考。
  基于激光诊断技术的离心泵内流场测量系统可以实现叶轮流道、隔舌附近的流场测量,全系统误差小于10%,实验数据是可信的,可为离心泵的设计、性能评估和计算模型的开发提供了数据参考,PIV与LIF同步测量方案的提出为未来更加全面得研究离心泵内流场提供了技术思路。
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:在地震激励作用下,部分填充的核反应堆中的重液金属(HLM)将会运动,这种行为被称为晃动。快堆是第四代先进的核反应堆类型之一。在地震条件下,池式快堆主容器中的自由液面可能会晃动高达几米的高度,这将会对主容器壁造成冲击载荷。在本研究中,使用ANSYS-CFX(16.0版本)软件分别研究了在地震激励下三维环形储液罐中有无阻碍的情况下的液体晃动行为。为了在部分充满液体的容器中模拟三维不可压缩的粘性两相流,使用了基于有限体积法的流体体积法(VOF)。通过使用表达式,外部地震激励被水平地施加在储液罐的x方向上。模拟使用控制时间变量法共进行了10s。本工作的目的是通过计算研究地震频率对环形储罐快速反应堆主容器的抗震性能的影响,以检查冲击压力相对于不同位置的变化对晃动现象影响。研究分为储液罐中有无档板两种情况,用罐内液体的固有频率进行地震激励。分析表明,如果储液罐受到共振激励,则液体晃动将变得很剧烈,壁面上的冲击压力会加剧。结果表明,在储液罐内有垂直挡板的情况下,在每个截面中观察到自由表面的线性运动。罐壁不同位置的压力随时间变化也通过某一确定点来测量研究.
[硕士论文] 王晨
核能与核技术工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:金属纤维过滤器是安全壳过滤排放系统中的重要组成部分,能够对小粒径的气溶胶及液滴实现较高的去除效率。本文利用高效率过滤实验平台和阻力、容尘实验平台,选取具有填充密度小、阻力小和大容尘量等优点的金属纤维蓬松毡作为研究对象。通过对不同丝径的单层金属纤维蓬松毡进行实验,得到了不同结构纤维毡的过滤特性、阻力特性及容尘特性。结果表明,单层纤维毡的过滤效率随着风速的增加而减小,在相同风速下,丝径越小的单层纤维毡过滤效率越高;纤维毡的阻力随着风速的增加而增加,在相同风速下,丝径越小的单层毡的阻力越高;容尘主要分为三个阶段:稳态过滤阶段、过渡过滤阶段和滤饼过滤阶段,不同丝径的纤维毡在过渡过滤阶段向滤饼过滤阶段转变时的容尘量不同。丝径越大的纤维毡在转换点处的容尘量越大。由于滤饼结构相同,不同丝径的纤维毡在滤饼过滤阶段阻力与容尘量变化相差不大。在相同容尘量的情况下,风速越高,样品阻力越大。在不考虑速度影响的情况下,同种纤维毡阻力与容尘量变化相同。
  基于单层纤维毡的实验研究结果,对多层纤维毡组成的纤维过滤器结构进行优化,通过过滤器阻力、过滤效率和容尘特性等指标参数的综合筛选,确定不同工况下的最优组合方案。
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:通过压力容器外部冷却实现熔融物堆内滞留是一项重要的严重事故缓解措施,临界热流密度CHF是其否成功的重要评估参数。此措施通过流体的流动和对流换热带走热量。在本实验中,有两种方法评估IVR措施的传热特性。
  首先,开展了加热功率为9kW的核态沸腾实验,用来评估ULPU系列实验装置的传热系数,此实验中的功率形状是通过加热段不同的电阻值实现的。实验中可以得到流体温度,加热表面温度,自然循环流速和高速摄像机采集的图片。
  另外,利用ANSYS Fluent结合壁面沸腾模型对流动过冷核态沸腾进行数值模拟,研究几何和方向对蒸汽份额的影响。模拟时运用了两个模型,一个是垂直向上的通道模型,另外一个是类似ULPU实验流道的曲面模型。
  实验中冷却足够充分暂未观察到临界现象。数值模拟证明弯曲弧形流道沿其弧长方向的蒸汽体积分数比垂直向上通道内的多。
[硕士论文] 孙家诚
核能与核技术工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:反应堆物理仿真程序REMARK通过将堆芯离散为空间三维节块进行精细化的堆芯物理计算,是一种较为成熟完善的反应堆物理计算仿真程序。然而,REMARK的数据输入卡参数数量多、结构复杂,对于初学者较难快速掌握,即使对REMARK建模较为熟悉,也可能由于数据关联性较多,产生人为的输入错误。因此,有必要建立一个基于REMARK程序的图形化建模工具,通过友好的图形界面引导使用者进行正确的操作,在大大减少输入卡填写的工作量的同时降低发生操作错误的可能并减少排查错误的时间成本。
  本文对REMARK的输入卡内容、结构以及建模流程进行了研究和总结,并将REMARK程序所需要的输入参数进行了分类,输入参数的分类依参数的填写规律而定。本文针对于不同类别的输入参数制定了相应的简化输入方法,并通过将截面参数封装为燃料组件单位属性的模式建立了图形化的REMARK建模界面,显著降低了建模的工作量,有效地避免了填卡错误的情况。
  为了拓展REMARK程序的使用范围,研究人员通常会将REMARK程序与热工水力计算程序耦合运行。然而,现有耦合程序往往是针对某一对象制定的特定性方案,若要改变研究对象或研究方案将不得不手动修改耦合程序代码。因此,本文建立了基于REMARK与RELAP5程序的耦合界面。该界面可以根据使用者在界面建立的耦合方案生成对应的耦合程序,可以视为REMARK建模界面的重要补充。
  最终,本文选用一个压水堆型作为计算实例,通过本文所建界面生成输入卡和耦合接口程序,并利用REMARK与RELAP5源程序进行稳态仿真,证明REMARK图形用户界面的功能是满足预期要求,便于用户使用。
[博士论文] 姜露
工程力学 大连理工大学 2018(学位年度)
摘要:核反应堆冷却剂主循环泵(简称核主泵),承担着驱动核电站一回路冷却剂循环的重要功能,因而被喻为核电站的“心脏”。泵轴上装有惯性飞轮,正常运行时储备动能,而当电厂遭遇突然断电、主泵失去外部电源时,飞轮中储存的动能可以驱动泵轴持续惰转一段时间,从而带走反应堆余热,防止堆芯过热导致核事故,显然,核主泵飞轮的储能性能与安全运行关系到整个核电站的安全运行。由于飞轮工作在高温、高压、核辐射等特殊环境中,其结构材料、工作转速和尺寸设计受到了严格限制,这使得核主泵飞轮结构设计要求储能大与重量低、寿命长和可靠性高之间形成矛盾。针对此问题,本文以核主泵飞轮为研究对象,通过有限元法和结构优化设计技术,以提升储能密度(单位质量的储能)为目标,对传统设计实心圆盘飞轮的径向截面和旋转平面进行了形状和拓扑优化设计,并对三代核电技术中提出的多环套装钨合金飞轮进行了力学性能分析与尺寸优化设计,揭示了其中的钨合金层采用分块设计和间隙设计的力学机理。具体内容如下:
  第一章,首先总结了国际核电技术的发展历程、各国核电产业现状以及中国核电技术发展现状,然后介绍了轴封泵和屏蔽泵中几种典型核主泵飞轮的工作原理、结构特点与设计要求,并指出飞轮结构设计中大转动惯量和高储能密度的设计要求与难点,最后结合核主泵飞轮研究现状,论述了飞轮结构优化设计的必要性和可行性,并针对三代核电技术中提出的多环套装钨合金飞轮结构创新设计,讨论了亟待解决的科学技术问题。
  第二章,针对实心圆盘飞轮储能密度低的缺点,以提升储能密度为目标,对飞轮径向截面进行了形状优化设计。通过样条曲线拟合控制点方法来描述飞轮沿半径方向的轴向厚度分布,利用ANSYS和ISIGHT建立了飞轮有限元模型和形状优化模型,分别对轮轴一体式和过盈配合式飞轮径向截面进行了形状优化,得到了在应力约束和定质量约束下的优化结果。研究发现,两种飞轮最优截面形状均呈现出“中间薄,内外厚”的特点,对于过盈配合式飞轮,形状优化不仅有效提升了储能密度,而且改善了过盈配合面端部的应力集中,降低了飞轮启停过程的循环应力幅,有效提高疲劳寿命。
  第三章,针对实心圆盘飞轮传统设计,以提升储能密度为目标,对飞轮旋转平面进行了拓扑优化设计。基于OptiStruct变密度拓扑优化方法建立了飞轮旋转平面拓扑优化模型,将飞轮旋转平面划分为内环、中间环和外环三个区域,并固定内环和外环为非设计区域以保证飞轮结构的边界完整性,然后通过优化去除中间环(设计域)中对转动惯量贡献率较低的材料来提升飞轮储能密度,最终得到了在最小成员尺寸控制、旋转对称约束、应力和体积分数约束下的飞轮拓扑优化结果,并发现了这些控制和约束条件在飞轮旋转平面拓扑优化中的影响规律,为工程储能飞轮拓扑优化设计提供指导。
  第四章,针对多环套装钨合金飞轮创新设计,揭示了钨合金层采用分块设计和间隙设计的力学机理。以由内轮毂、中间钨合金层和外保持环三层结构组成的多环套装钨合金飞轮为研究对象,采用有限元法分析飞轮在过盈配合力、离心力和温度载荷耦合作用下的力学响应,并对比整体式和分块式钨合金层飞轮的热应力特性。研究发现,高温工作环境下,钨合金与不锈钢材料热膨胀系数的不匹配会导致飞轮结构产生热应力,尤其在钨合金层周向出现了很大拉应力,而采用分块式钨合金层设计可以有效释放这种热应力,并得到了钨合金层的最佳分块数和间隙尺寸。此项工作揭示了多环套装钨合金飞轮蕴含的力学机理,为中国消化引进国外技术、提出自己的创新飞轮设计提供理论基础。
  第五章,针对多环套装钨合金飞轮结构,以提升储能性能为目的,对飞轮各层径向尺寸和初始过盈量进行了优化设计研究。基于试验设计与代理模型方法,在满足飞轮结构强度安全和层间配合压力要求的前提下,分别以最大化储能密度和最大化转动惯量为目标,对飞轮各层径向尺寸和钨合金层与外保持环间的初始过盈量进行了设计,得到了最佳的过盈量和各层径向尺寸设计方案。与传统实心圆盘飞轮相比,多环套装钨合金飞轮设计方案,可提升储能密度11.6%,提升转动惯量80.8%。为多环套装钨合金飞轮的储能性能结构优化设计提供指导。
[硕士论文] 康慧伦
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:反应堆热工水力分析程序根据网格尺度分类为多种程序。网格尺度大的分析程序能对整个系统进行计算,但其分辨率低,不能在局部区域给出详尽的计算结果。网格尺度小的分析程序能对局部区域进行计算,但其模拟结果缺少系统整体响应,对于某些特定工况适用性较低。同时,核电站涉多个相互存在着复杂相互作用关系的物理场,如果计算中仅考虑自身物理场的影响,会导致计算结果缺乏其他物理场的响应。因此,采用多物理过程耦合及多尺度耦合方法进行反应堆仿真计算,可以大大提高仿真结果可靠性和精确性。
  首先,本文以秦山Ⅰ期核电站为对象,利用热工水力子通道程序COBRA(Coolant Boiling in Rod Arrays)和堆芯物理计算程序REMARK(Real-Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)建立堆芯热工水力模型与堆芯物理模型,并分别采用松耦合与Picard迭代的耦合方式进行核热耦合程序开发,同时对不同的耦合方式在耦合计算中产生的影响进行分析;使用模块化的系统程序THEATReTM对秦山Ⅰ期主冷却剂系统建模,并与开发的核热耦合程序进行耦合,获得主冷却剂系统多尺度多物理过程耦合计算程序。使用主冷却剂系统耦合程序对稳态满功率工况、反应性引入事故、主泵断电事故、紧急停堆事故和高功率快速降负荷工况进行计算,通过对稳态计算与瞬态计算结果进行分析,分析结果表明,稳态计算相对误差满足仿真精度要求,瞬态计算结果变化趋势与实际过程相符,证明了程序具有完成主冷却剂系统仿真能力。
  其次,为对精细化的物理热工耦合进行研究,本文以秦山Ⅰ期核电厂燃料组件为对象,利用基于特征线法求解三维中子输运方程的物理程序与子通道程序建立精细化的物理模型与热工水力模型,并针对精细化耦合提出了一一对应的网格映射方案及基于拟合法的积分平均数据传输方法,同时使用Python语言编写外部控制程序控制程序间的网格映射、数据传递和收敛判定,完成精细化核热耦合程序开发。使用精细化的核热耦合程序对3×3燃料组件及秦山Ⅰ期燃料组件进行稳态计算,通过与参考值进行对比,证明所开发的精细化程序满足仿真精度要求。
  通过本文的工作,完成了多尺度多物理过程耦合程序及精细化的核热耦合程序的开发,经过验证计算,证明所开发程序可以对反应堆安全分析和反应堆燃料组件设计等领域提供参考与预演功能。
[硕士论文] 才鑫馨
核能与核技术工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:离心泵具有设计技术成熟、流量均匀、工作平稳、结构紧凑、造价低等优点,因此被广泛应用于核动力装置中,如核动力装置反应堆一回路系统中的主泵,二回路系统中的给水泵、循环水泵、凝结水泵等。核动力装置运行时要求其具有高可靠性和安全性。离心泵的振动是核动力装置振动的主要来源之一,离心泵的运行特性好坏,将直接影响核动力装置的安全、可靠性。因此核动力装置中离心泵的振动及故障诊断研究近年来成为国内外研究的热点。
  离心泵的振动主要是由流体激励、机械激励和电磁激励三种方式造成的。其中流体激励影响泵的中低频特性,流体流动不稳定会造成泵产生压力脉动,严重时会影响泵的安全可靠运行,造成泵组发生故障。本文将流体流动不稳定性造成的离心泵叶片折损故障工况与正常运行工况进行对比,结合实际设备布置监测传感器的情况,采用在泵的叶轮和蜗壳上设置监测点的方案,以实现对泵运行过程中状态的监测,进而分析离心泵的运行特性并进行故障诊断。
  首先利用Pro/E软件对离心泵的叶轮、泵体、进出口段零部件分别建模形成离心泵装配体。采用Hypermesh软件进行非结构化网格划分,进行网格无关性验证。然后采用数值计算的方法对离心泵的三维流场进行稳态与瞬态模拟,得到离心泵的流场压力脉动情况。为了分析流体振动异常造成离心泵叶片折损的程度,对1/2叶片折损故障工况和1/3叶片折损故障工况的三维流场进行数值模拟计算。最后采用频谱分析法对监测点的压力脉动进行分析,通过对比正常运行工况与叶片折损故障工况的频谱图,判断出离心泵是否发生故障及故障的严重程度。对研究结果进行分析得出以下结论:在离心泵的进口压力分布均匀且压力的绝对值相对较低,经过离心泵叶轮的作用,内部工质的压力被大幅提高;泵内压力脉动在时域和频域上均呈现周期性变化,在7倍叶轮转频、14倍叶轮转频、21倍叶轮转频的峰值最为明显;当发生叶片折损故障时,叶轮压力脉动波动较大,压力脉动的峰值明显小于正常运行工况的峰值。结果表明采用本文提出的诊断方法能有效诊断出离心泵叶片折损故障,同时在一定误差范围内能较准确估计叶片折损程度。
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