杨军
- 作品数：20 被引量：19H指数：3
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 相关领域：核科学技术更多>>
- 系统瞬态分析程序中子学模块点堆求解验证
- 2018年
- 系统瞬态分析程序是用于示范快堆设计的工具软件之一,由中国原子能科学研究院自主开发,中子学模块是此程序中用于计算反应堆功率的模块。为了确保软件计算的正确性,需要对其进行验证与确认(V&V),本文对中子学模块求解点堆计算功率的结果进行了验证,是整个程序V&V工作中的一个部分。结果显示,在不同的条件下,中子学模块计算的结果与多种数值方法符合较好,满足程序计算的需求。
- 贾鸿玉杨红义杨军
- 关键词：快堆中子学
- 中国实验快堆k_(eff)计算值对核数据的灵敏度和不确定度分析被引量：1
- 2014年
- 为分析核数据引起的中国实验快堆(CEFR)keff计算值的不确定度,推导出基于一阶微扰方法的keff灵敏度计算式,基于多群节块扩散理论对keff的灵敏度计算式进行离散求解,并在快堆中子学分析系统(NAS)的基础上开发不确定度分析程序SUAPH,并对程序进行验证。根据现有协方差数据,采用SUAPH完成CEFR首炉堆芯keff的灵敏度和不确定度分析,由核数据引起的CEFR首炉堆芯keff的不确定度约为2.02%。
- 杨军喻宏徐李胡赟
- 关键词：核数据灵敏度
- 钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso衰变热计算模型开发与验证被引量：2
- 2020年
- 反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型,该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1—2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1—2005标准的最大相对偏差约为0.1%,与SAS4A/SASYS-1的最大相对偏差在10-8量级,初步证明了所开发模型的正确性。最后,基于中国实验快堆的设计数据,分析了紧急停堆过程中裂变功率对衰变热的影响,结果表明,忽略裂变功率的影响导致衰变热的最大相对偏差约-7%,出现在停堆初期。因此,计算停堆初期衰变热时应考虑裂变功率的影响。
- 杨军贾鸿玉杨晓燕王晓坤
- 关键词：衰变热
- 钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用被引量：2
- 2018年
- 针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。
- 叶尚尚杨红义刘一哲王晓坤杨晓燕杨军王利霞
- 关键词：钠冷快堆热工水力
- 基于一体化三维数值模拟的中国实验快堆冷钠池及其堆内构件热工特性分析被引量：4
- 2020年
- 建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工况下冷钠池及其堆内构件三维热工参数,为其结构应力评定及部件设计提供关键输入。计算结果表明:冷钠池内液钠的流动较为复杂,上冷池内流动较为明显;由于冷池中板的阻隔作用,下冷池流动较为微弱。此外,冷钠池内会出现较为明显的热分层现象,使得冷钠池内竖向支承肋板及其堆内构件沿高度方向产生约30℃温差,对其结构强度设计提出更高的要求;主容器冷却系统出口被加热的液钠对上冷钠池的温度、流动分布也有一定影响。本研究为钠冷池式快堆事故安全分析、关键堆内构件结构应力评定及设计提供重要热工输入参数。
- 张钰浩夏子涵梁江涛刘一哲刘一哲杨军叶尚尚陆道纲
- 关键词：堆内构件中国实验快堆
- 用于液态金属反应堆的斯特林发动机瞬态计算模型开发
- 2023年
- 为了探究斯特林发动机与液态金属反应堆的匹配运行特性,基于斯特林循环三阶模型开发了一套可用于斯特林发动机运行模拟的瞬态程序。该程序模型采用一维流体力学方法对斯特林发动机工作腔及换热器进行建模,对在液态金属反应堆中运行的斯特林发动机进行模拟。本文首先利用GPU-3斯特林发动机试验数据对定壁温边界条件进行稳态运行模拟,结果显示与试验数据符合良好。接入换热器求解模块后,在定边界条件和变边界条件下程序均成功实现了对斯特林发动机的瞬态模拟,表明该模型可用于液态金属反应堆与斯特林发动机耦合系统的工况分析。
- 周琳杰张东辉杨军王晓坤王晋郭忠孝
- 关键词：斯特林发动机瞬态模拟
- 钠冷快堆系统程序FR-Sdaso开发被引量：2
- 2020年
- 为解决600 MW示范快堆(CFR600)事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。
- 王晓坤齐少璞杨军叶尚尚王利霞冯宗蕊种道彤贾鸿玉杨晓燕刘一哲杨红义
- 关键词：钠冷快堆系统程序
- 示范快堆一回路主管道断裂事故最佳估算分析研究
- 2022年
- 与安全裕量有关的研究一直是反应堆安全设计与安全分析的重点和难点问题。本文针对池式示范快堆CFR600的设计特点,对主热传输系统中的重要现象进行了分析,并建立了最佳估算模型,基于Wilks方法对CFR600一回路主管道断裂事故进行了不确定性量化计算。最佳估算分析结果表明,CFR600在一回路主管道断裂事故下,包壳最高温度95%/95%上限为851.6℃,相较于保守分析结果具有约91.8℃裕量,低于包壳破损验收准则。
- 叶尚尚刘一哲杨红义杨军王晓坤齐少璞
- 关键词：热工水力不确定性
- 基于超临界二氧化碳动力转换系统的革新型钠冷快堆关键技术研究被引量：2
- 2021年
- 钠冷快堆是第四代先进核能系统的首选堆型,它具有可增殖核燃料、嬗变放射性废物以及高热效率发电等优势.超临界二氧化碳布雷顿循环具有热效率高、结构紧凑、消除钠和水化学反应风险等优点,是第四代核能系统推荐的革新型动力转换方式之一.本文对超临界二氧化碳循环在钠冷快堆中的应用进行研究,采用理论分析、试验研究以及开发软件的方法,对超临界二氧化碳循环用于钠冷快堆带来的热工水力、钠-超临界二氧化碳反应、系统设计及分析模拟工具等关键技术问题进行了分析研究,结果表明超临界二氧化碳循环可消除传统钠冷快堆的钠水反应问题,提高钠冷快堆的安全性,同时超临界二氧化碳循环一定程度上还可以提高钠冷快堆的经济性,作为第四代钠冷快堆动力转换方案具有重要优势和良好的工程可行性.
- 杨红义杨晓燕张东旭徐迟杨军赵民富
- 关键词：钠冷快堆热工水力仿真模拟
- 池式钠冷快堆主热传输系统瞬态研究被引量：1
- 2022年
- 钠冷快堆是第四代先进核能系统的首选堆型,它因具有可增殖核燃料、嬗变放射性废物,以及高热效率发电等优势,成为先进核能技术发展的重要方向和标志.目前,我国正在设计和建造第二座钠冷快堆.快中子的物理特性、液态金属钠的热工水力学、复杂热交换器传热技术,以及钠-水蒸汽发生器技术等关键核心技术,给钠冷快堆技术的工程化带来特殊复杂的科学问题.文本中以钠冷快堆能量传输过程为对象,研究并建立用于分析各种能量传输和转换过程中大范围瞬态的数学物理模型,并采用凤凰堆自然循环和FFTF失流实验国际基准例题对模型进行了验证与确认,模型计算值与实验数据趋势一致且吻合较好.针对某典型池式钠冷快堆,综合采用工程评价和演绎分析法对电厂的四类瞬态事件进行了确定.其中,正常运行瞬态9个,偏离正常的预期瞬态23个,异常瞬态10个,紧急瞬态7个.采用所建立的数学物理模型,给出了每一类典型瞬态的分析结果,为系统和设备/部件的设计提供了重要依据,并为完成钠冷快堆瞬态工况和运行模式设计以及安全评价奠定了科学技术基础.
- 杨红义齐少璞杨军叶尚尚薛秀丽
- 关键词：钠冷快堆热工水力瞬态分析能量转换安全评价
