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为解决铅铋反应堆多因素耦合影响下的复杂非线性多维优化问题,构建了基于径向基(RBF)代理模型预测、正交拉丁超立方抽样(OLHS)和小生境遗传算法(NGA)寻优的堆芯智能优化方法,开发了包含抽样、蒙卡程序耦合处理、堆芯参数预测寻优等功能的铅铋反应堆设计优化平台,并以堆芯最小燃料装载量为优化目标进行方案寻优验证。研究结果表明:RBF代理模型可准确快速地预测铅铋反应堆堆芯特性参数,与蒙卡程序计算值比较,其预测的堆芯有效增殖因子(keff)相对误差在±0.1%以内;该智能优化方法应用于铅铋反应堆堆芯优化是可行的,能找到多因素共同变化约束下的最优目标方案,且极大缩减了设计方案的搜索计算时间。本研究建立的堆芯智能优化方法可为铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的优化设计提供思路。 相似文献
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为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法(NEM)和格林函数节块法(NGFM),热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。 相似文献
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热管冷却反应堆(简称“热管堆”)高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法,并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法,对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析,分析了不同松弛因子下,堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明,热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加,从而产生负反应性反馈;同时,边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性,传热恶化,考虑核热力耦合后,径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23,燃料峰值温度增加11 K。 相似文献
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采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故(SA)分析程序的方法,对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应,当满足耦合条件时,系统程序停止计算,切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡,以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例,主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型,选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故(SBLOCA)模型,使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明,过渡参数的选取是正确的,该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数,还保证了后续计算的准确性。 相似文献
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堆芯入口流场设计是小型固态燃料熔盐堆系统项目内容之一,它对反应堆结构的稳定性、堆芯温度和流场分布有着非常重要的影响。研究了熔盐流道流通面积变化对堆芯入口温度、流场分布及压降的影响,优化熔盐流道几何结构。以小型熔盐球床堆模型为研究对象,取符合实际边界条件的输入参数,通过改变熔盐流道流通面积,使用计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)通用程序Fluent 16.0对堆芯入口内熔盐的热工水力特性进行数值模拟。在考虑实际下反射层流道的流通面积占比最大为18.14%下,研究了熔盐流道流通面积占比在区间[0,15.00%]变化。结果表明,堆芯活性区熔盐最高局部热点温度随熔盐流道流通面积比的增大而增高;堆芯入口内的压降随下反射层熔盐流道流通面积比的减小而增大;在径向方向上流进孔道的熔盐流速随着孔道远离堆芯位置而增大。本研究可为小型固态燃料球床熔盐堆优化设计提供一定的参考价值。 相似文献
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本工作对某型空间堆堆芯内部热工水力不均匀特性进行了数值分析,针对不同工况下空间堆堆芯内部流动和传热特性尝试采用核热耦合方法进行数值模拟计算,首先使用六角形变分节块法三维全堆芯中子学扩散计算得到堆芯功率分布参数,然后对堆芯进行三维建模并导入商用CFD软件STARCCM+进行计算。数值模拟过程中,分析了稳态条件下堆芯径向功率分布不均匀性对内部流动和传热的影响规律;同时分析了当落棒事故发生时,堆芯轴向功率分布不均匀性对流场的影响规律。本研究基于核热耦合技术初步计算得到上述工况下的堆芯流体温度、速度、堆内最高温度点等参数分布,经过对计算结果的分析,获得了稳态工况及落棒事故工况下堆芯内部流动传热情况以及温度和速度三维分布的不均匀特性。 相似文献
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瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。 相似文献
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由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。 相似文献
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为了实现对核反应堆内置传感器的大量数据的高效存储、传输和分析,本文结合聚类算法与随机搜索优化的人工神经网络,对空间热离子反应堆的数字孪生系统搭建了一个参数反演模型,实现在热管失效工况下的堆芯温度数据的反演。使用20%热管失效工况下空间热离子反应堆堆芯4个区域的温度数据,通过K-means聚类与轮廓系数指标提取各区域的特征温度参数,通过随机配置优化的全连接人工神经网络(ANN)完成特征参数到其他参数的反演,并对反演效果进行验证。研究结果表明,运用该方法对燃料、发射极、接收极、冷却剂4个区域进行参数反演,温度反演值的相对误差均方根分别为0.55%、0.41%、0.19%、0.18%,其中用于反演的特征参数占总参数比例均不超过8%。因此本研究建立的参数反演模型能够获取特征参数的物理含义,并对空间热离子反应堆堆芯温度参数进行较高精度的反演。 相似文献
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《原子能科学技术》2020,(7)
由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。 相似文献
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针对不同功率水平下稳态中子密度造成的堆芯功率模型非线性问题,将广义预测控制(GPC)应用于堆芯功率控制,实现变工况条件下堆芯功率的自动控制。本文首先基于零功率堆芯模型和温度反馈模型建立堆芯功率模型,基于该模型阶次设计预测时域,并根据系统输入输出数据在GPC校正环节通过带遗忘因子的最小二乘法在线辨识不同功率水平下的模型参数。为验证控制器的鲁棒性,在满功率平稳运行时加入反应性扰动。基于MATLAB平台对控制器的性能进行仿真验证。结果表明,本文所设计的GPC在堆芯变工况运行时能使输出功率快速、准确地跟踪设定值,并能在线辨识不同功率水平的堆芯模型参数,具备一定的抗干扰能力。 相似文献
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JMCT是基于蒙特卡罗方法的中子输运程序,具有几何建模精细、截面数据准确、物理过程真实等特点,计算结果具有更高的精度。通过开发临界硼浓度搜索、输运-热工-燃耗耦合功能模块,使JMCT具备了堆芯物理计算功能。本文利用JMCT程序对CASL项目提出的堆芯物理基准题库VERA进行模拟,获得了keff、控制棒价值、反应性系数等启动物理参数以及硼降曲线等堆芯运行参数。JMCT计算结果与蒙特卡罗程序KENO-Ⅵ以及MC21进行了对比,结果符合良好,证明了JMCT具有堆芯物理计算能力,并具有较高的精度。 相似文献
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10 MW固态燃料钍基熔盐堆稳态物理-热工耦合 总被引:2,自引:0,他引:2
固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)作为第四代先进核反应堆堆型之一,继承了熔盐冷却剂和球形燃料元件的许多优点和技术基础,具有良好的经济性、设计上的固有安全性、钍铀燃料的可持续性和防核扩散性。本文以10 MW固态燃料钍基熔盐堆为模型,利用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)和ANSYS Fluent等模拟程序对其进行多物理耦合分析,同时利用C++语言编写了堆芯活性区的物理-热工耦合计算程序,实现了MCNP计算结果与Fluent程序的对接,并且通过对比耦合前后结果,分析了堆芯功率密度分布、有效增殖因子、温度分布等主要参数,为熔盐堆的设计、安全性评估和操作运行提供了参考依据。 相似文献