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超临界流体在拟临界温度附近发生剧烈的物性变化,传热特性难以准确预测。本研究采用可解释机器学习的研究方法预测并分析超临界流体传热特性。使用粒子群优化算法(PSO)搜索反向传播神经网络(BPNN)模型最优超参数,建立了超临界流体传热预测模型,并与传统经验关联式进行了精度比较。使用SHAP可解释算法对BPNN模型进行了全局和局部解释,根据不同工况下特征重要度的变化发现超临界相关机理现象。结果显示,所建立的神经网络模型在测试集上的平均绝对百分比误差(MAPE)为1.4%,决定系数R2为0.9992,与经验关联式相比,该模型具有更高的预测精度;对于垂直向上流动,浮升力效应在传热恶化工况中明显具有更高的特征重要度,是传热恶化行为发生的主要因素。因此,本研究建立的基于可解释机器学习的研究方法对进一步研究超临界流体传热特性具有一定的参考意义。
在全球科学智能研究与应用的浪潮下,人工智能技术已在反应堆中子学分析的各个环节得到应用,以增强中子学分析的智能化、精细化和高效化。本文对近年来人工智能技术在反应堆中子学分析中的应用研究进展进行综述,以期为推进反应堆数智化发展提供一定的借鉴和参考。为便于读者阅读,首先介绍了人工智能方法的基本分类及其特点;然后分别介绍了中子学分析的核数据评价处理、问题建模、方程数值求解以及输运结果应用四个主要环节的应用研究情况,并分析了其关键技术;最后从模型、数据和应用安全三个方面总结了人工智能技术在中子学分析计算中存在的问题,并给出了相应的研究建议与思考。
为解决极低普朗特数流体的数值传热计算问题,提高液态铅铋合金(LBE)流动换热数值计算精度,在OpenFOAM框架下,构建了雷诺应力和湍流热通量的SST k-ω-kθ-εθ四参数模型。使用四参数模型在垂直管内和带绕丝格架19棒束LBE流动换热基准实验的基础上,结合相应的努塞尔数与摩擦因子经验关联式,进行了与湍流普朗特数(Prt)模型的对比验证和传热分析。结果表明,SST k-ω-kθ-εθ四参数模型所预测的温度与实验数据吻合较好,对传热的预测性能优于Prt模型,适用于LBE流动换热数值计算。
非对称分布热应力耦合导致的燃料与基体相互作用是固态堆芯反应堆分析的关键问题,本研究采用数值模拟与试验相结合的方法,开发了分布式冷源和热源加载方式,对典型结构固态堆芯燃料元件开展了高温下热应力耦合模拟与试验研究。研究结果表明,试验测得的高温应变场与数值模拟结果较为接近,堆芯燃料基体在350℃温差下无失效风险,本研究建立的非对称分布式冷源和热源热应力耦合数值预测方法和试验技术能够用于固态堆芯反应堆非对称热应力分布研究,低温差下燃料元件基体无失效风险。
为了验证小型热管反应堆的可行性,本研究设计了一种高温热管管束的实验装置。该实验装置通过拔出热管模拟热管失效,由电加热棒模拟堆芯燃料棒,用以探究热管失效对热管管束、燃料棒及堆芯基体的影响。实验发现:热管失效带来的最直接影响是堆芯基体局部温度突升,在功率4.2 kW下,单管失效时附近基体温度平均上升约70℃,双管失效时附近基体温度平均上升约120℃;单管失效对其余正常热管影响较小,正常热管蒸发段平均温升15℃,双管失效时,与失效热管相邻的燃料元件平均温升约66℃。本文获得的热管失效下的高温热管管束实验数据可为热管堆的建模仿真提供数据支持。
1980年创刊 ( 双月刊 )
主办: 中国核动力研究设计院
编辑: 中国核学会核能动力分会
ISSN 0258-0926
CN 51-1158/TL
封面文章|先进核能技术发展及展望
封面文章|船坞式浮动核电站总体技术研究
封面文章|反应堆关键设备健康监测与故障诊断技术研究进展
封面文章|关于人工智能在核能领域应用的若干思考
封面文章|核电人工智能应用:现状、挑战和机遇
封面文章|商用压水堆核燃料研发进展及应用展望
1 核电人工智能应用:现状、挑战和机遇 张恒 , 吕雪 , 刘东 等
2 “玲龙一号”反应堆研发关键技术—堆芯设计与安全设计 宋丹戎 , 李庆 , 秦冬 等
3 锆合金表面缺陷引起氢致延迟开裂行为的研究 周邦新 , 姚美意 , 李强
4 基于PINN深度机器学习技术求解多维中子学扩散方程 刘东 , 罗琦 , 唐雷 等
5 卧式铅铋堆芯氧化腐蚀特性研究 陆定晟 , 王琛 , 王成龙 等
6 反应堆关键设备健康监测与故障诊断技术研究进展 刘才学 , 罗能 , 何攀 等
7 船用核动力的发展特点与启示 卢川 , 王仲辉 , 于俊崇
8 关于人工智能在核能领域应用的若干思考 谭思超 , 李桐 , 刘永超 等
9 基于算符分裂、Picard和JFNK统一耦合框架COME求解不同核反应堆模型的研究 周夏峰 , 钟昌明 , 张杨奕 等
10 先进核能技术发展及展望 王丛林 , 柴晓明 , 杨博 等
1 船用核动力的发展特点与启示 卢川 , 王仲辉 , 于俊崇
2 数字反应堆发展与挑战 余红星 , 李文杰 , 柴晓明 等
3 核电人工智能应用:现状、挑战和机遇 张恒 , 吕雪 , 刘东 等
4 “玲龙一号”反应堆研发关键技术—堆芯设计与安全设计 宋丹戎 , 李庆 , 秦冬 等
5 放射性废液处理技术的现状与展望 孙寿华 , 冉洺东 , 林 力 等
6 微型核反应堆技术发展趋势研究 堵树宏 , 李永华 , 孙涛 等
7 热管冷却反应堆的兴起和发展 余红星 , 马誉高 , 张卓华 等
8 基于PINN深度机器学习技术求解多维中子学扩散方程 刘东 , 罗琦 , 唐雷 等
9 关于人工智能在核能领域应用的若干思考 谭思超 , 李桐 , 刘永超 等
10 VVER反应堆燃料组件流动传热特性CFD分析 王雄 , 杜代全 , 曾小康 等
1 中国核电发展现状与展望 赵成昆
2 热管冷却反应堆的兴起和发展 余红星 , 马誉高 , 张卓华 等
3 放射性废液处理技术的现状与展望 孙寿华 , 冉洺东 , 林 力 等
4 基于动态故障树的核反应堆稳压器数字压力控制装置可靠性研究 钱 虹 , 古雅琦 , 刘鑫杰
5 先进核能技术发展及展望 王丛林 , 柴晓明 , 杨博 等
6 “华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究 余红星 , 周金满 , 冷贵君 等
7 基于核主元分析法的核电厂设备状态监测技术研究 吴天昊 , 刘 韬 , 施海宁 等
8 基于ARIMA和LSTM组合模型的核电厂主泵状态预测 朱少民 , 夏虹 , 吕新知 等
9 脉冲激光熔覆制备ATF包壳Cr涂层的工艺与性能研究 李 锐 , 刘 彤
10 基于认知模型与故障树的核电厂严重事故下人因失误分析 张 力 , 陈 帅 , 青 涛 等
《核动力工程》首届青年编委招募 2025-01-09
《核动力工程》2024年度突出贡献者、优秀编委、优秀审稿专家名单 2025-01-07
《核动力工程》致谢审稿专家! 2024-12-31
《核动力工程》入选《中国核学会核领域期刊分级目录(2024)》T1级 2024-12-31
通知|关于《核动力工程》启用新投审稿系统的公告 2024-09-23