苗一非
- 作品数：15 被引量：17H指数：3
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺自动化与计算机技术化学工程更多>>
- N36锆合金包壳堆内腐蚀模型研究
- 本文利用池边检查数据,基于阿累尼乌斯方程建立了N36锆合金包壳堆内腐蚀最佳估算模型.由于缺乏腐蚀转折前数据,N36锆合金包壳腐蚀转折前氧化膜厚度只是时间的函数,腐蚀转折后氧化膜厚度是包壳温度和时间的函数.通过在最佳估算腐...
- 苗一非焦拥军张坤邢硕陈平吕亮亮刘振海
- 关键词：反应堆
- 三维模拟芯块掉块对燃料性能的影响
- 2018年
- 采用三维程序和一维半程序耦合分析的方法研究芯块掉块对燃料性能的影响。基于ABAQUS程序有限元分析平台建立三维燃料性能分析程序,并与一维半燃料性能分析程序COPERNIC进行对比验证。在此基础上,研究了典型II类瞬态工况下芯块掉块附近的燃料热-力学行为。研究结果表明:芯块掉块附近的包壳内表面温度相比周围的低,芯块掉块边缘对应的包壳内表面温度明显高于周围;芯块掉块附近的包壳出现应力集中,环向应力分布呈现典型的"平板弯曲"现象。
- 刘振海陈平周毅李文杰张坤邢硕苗一非
- 关键词：有限元
- N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究被引量：2
- 2019年
- 利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数。计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为。在双曲正切经验模型基础上,建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型。通过添加工程因子,建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型。利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证,模型与数据吻合较好。
- 苗一非焦拥军张坤邢硕陈平唐昌兵王璐
- UN核芯TRISO包覆燃料颗粒性能分析
- 为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响,基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证.利用本...
- 李伟武小莉刘仕超王璐苗一非唐昌兵李文杰陈平
- 关键词：轻水堆
- 堆内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究被引量：1
- 2021年
- 为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。
- 王浩煜秦勉蒲曾坪朱发文冉仁杰苗一非袁攀刘孟龙
- 关键词：燃料组件板弹簧
- 一种精细化燃料棒性能分析方法
- 本发明涉及反应堆燃料棒分析技术领域，具体公开了一种精细化燃料棒性能分析方法。该方法包括：将全堆芯燃料棒进行数据分类，并按照堆芯燃料棒的位置信息形成数据串；对燃料棒进行编码，并根据编码顺序对全堆芯的燃料棒堆芯行为进行模拟，...
- 苗一非邢硕卢宗健李庆涂晓兰张坤刘东陈平吕亮亮何梁王璐刘振海冯晋涛芦韡
- 文献传递
- 燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证被引量：4
- 2021年
- 鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明:N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。
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- 关键词：燃料棒
- 一种精细化燃料棒性能分析方法
- 本发明涉及反应堆燃料棒分析技术领域，具体公开了一种精细化燃料棒性能分析方法。该方法包括：将全堆芯燃料棒进行数据分类，并按照堆芯燃料棒的位置信息形成数据串；对燃料棒进行编码，并根据编码顺序对全堆芯的燃料棒堆芯行为进行模拟，...
- 苗一非邢硕卢宗健李庆涂晓兰张坤刘东陈平吕亮亮何梁王璐刘振海冯晋涛芦韡
- 文献传递
- “华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究被引量：4
- 2021年
- 精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。
- 毕树茂刘余刘卢果许幼幼邓坚苗一非吴菱艳
- 关键词：热工水力
- 多物理场耦合下FCM堆内行为研究
- 2024年
- 为研究全陶瓷包覆弥散燃料(FCM)堆内行为,评价FCM芯块的安全性能,优化FCM芯块结构设计,本文采用二维特征模型模拟FCM芯块的热-力学行为,通过计算不同位置TRISO颗粒的内压,作为输入条件,模拟缓冲层的变形将核芯和缓冲层去除,解决了多颗粒映射的难题。通过调整FCM结构参数,计算了不同结构对FCM芯块性能的影响,实现了FCM芯块的结构优化。研究结果表明,在压水堆环境下,FCM芯块中基体最高温度随运行时间迅速增大,在100天左右时温度达到稳定最高温度约为1390K,低于SiC分解温度。SiC基体的环向应力较高,最高可达1200 MPa,远高于SiC的断裂强度,因此基体在运行过程中开概率率较大。TRISO颗粒中SiC层的环向应力较小,最大应力约为180 MPa,具有较低的失效概率(9×10^(-5)),保证了SiC层的结构完整性。此外,当无燃料区尺寸为400μm时,SiC层的失效概率约为2.0×10^(-5),保证了SiC层的完整性。因此,本研究建立的FCM芯块分析方法,为FCM芯块的工程应用和结构优化奠定了基础。
- 苗一非刘仕超李垣明唐昌兵路怀玉
