检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2024年第8期58卷 1742-1749页

作者：李鑫王爽谭思超乔守旭田瑞峰程坤哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

棒束燃料组件是浮动堆的燃料形式之一,浮动堆在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工... 详细信息

棒束燃料组件是浮动堆的燃料形式之一,浮动堆在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工况下棒束通道换热特性实验研究。结果表明:摇摆运动会增强系统平均换热性能,使得平均换热系数发生周期性波动,功率越高,相对波动幅度越小;对于子通道局部换热特性,其受二次流影响较大,以通道中央为轴,摇摆运动会增强靠近摇摆轴一侧子通道内局部换热性能,降低远离摇摆轴一侧;功率越大,子通道局部换热系数波动越小。

关键词：摇摆运动棒束通道自然循环子通道换热特性

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铅铋合金环境中高强AlCrFeNi多主元合金的腐蚀行为

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核动力工程 2023年第S01期44卷 137-142页

作者：黄赟浩王健斌王志军赵可中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 西北工业大学凝固技术国家重点实验室西安710072

传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高,为给铅铋反应堆提供高性能结构材料,针对高强Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究。研究表明,在500~600℃的铅铋饱和氧环境下,合金形成致密的... 详细信息

传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高,为给铅铋反应堆提供高性能结构材料,针对高强Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究。研究表明,在500~600℃的铅铋饱和氧环境下,合金形成致密的Fe-Cr-Al-O氧化膜与疏松的氧化铁双层氧化膜结构,双层氧化膜厚度仅有1.5μm,氧化膜生长速率极低;Fe-Cr-Al-O氧化膜在高温铅铋环境具有极佳的致密性、结构与组织稳定性,显著保护了液态铅铋向基体溶解。相比于传统的铁素体/马氏体钢(F/M钢)、奥氏体不锈钢,Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金在高温铅铋环境中应用具有明显的优势。

关键词：铅铋合金 Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金腐蚀

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棒束通道防腐蚀特性数值研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 88-94页

作者：王苏豪李莹岳倪娜郭靓肖辉娄芮凡卓文彬中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束... 详细信息

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束通道内的流场、温度场以及两种入口氧浓度、三种运行时间下的棒束氧浓度分布情况以及棒束表面防腐蚀层的生成情况。研究结果表明,棒束通道中防腐蚀层的生成主要与温度、初始氧浓度以及运行时间有关,对于现有模型来说,定距条与棒接触点附近是防腐蚀层难以形成的主要区域,需要重点关注。本文的计算方法及结果将对反应堆运行策略评价提供支撑。

关键词：反应堆堆芯防腐蚀传热传质

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反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 65-69页

作者：董元元张亚斌杜华王昫心赵伟中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的... 详细信息

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。

关键词：反应堆压力容器 C形密封环循环松弛特性

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基于6LiF/ZnS(Ag)和闪烁光纤的宽能谱中子探测技术研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 213-217页

作者：熊帮平吴志强万波杨戴博李昆黎刚张虎中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足,本研究将^(6)LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合,设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运... 详细信息

为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足,本研究将^(6)LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合,设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序FLUKA对该新型光纤中子探测器的中子探测性能进行了模拟研究,完成了闪烁体光纤探头的优化设计。结果表明,当入射中子的能量在0.01~10 eV和0.5~10 MeV范围时,该新型中子探测器具有较高的中子探测效率,可用于热中子-快中子宽能谱范围中子的探测;通过对比脉冲幅度的差异,该新型中子探测器能够实现n-γ信号的甄别。

关键词： 6LiF/ZnS(Ag) 闪烁光纤探测效率 n-γ甄别 FLUKA

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IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

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核动力工程 2022年第1期43卷 183-186页

作者：王小吉武铃珺朱大欢邓坚刘丽莉许幼幼中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再... 详细信息

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。

关键词：严重事故堆内熔融物滞留(IVR) 一回路注水

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基于高抗震性能的华龙一号蒸汽发生器上部支承设计研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 192-196页

作者：汤臣杭黄燕沈平川何戈宁余平苏桐中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承采用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加... 详细信息

为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承采用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加核电机组蒸汽发生器上部支承,本文所设计研究的上部支承在设备重量、焊缝数量、安装调试难度等方面,均有大幅优化;可有效减少支承载荷,最大减少幅度约为24%;可降低蒸汽发生器接管焊缝载荷,最大降低幅度约为28%。

关键词：蒸汽发生器支承连接拉杆热膨胀相容性

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基于β-γ符合法测量的在线啜吸检测装置的研制

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核动力工程 2023年第3期44卷 180-184页

作者：曾勇谷明非中国核动力研究设计院成都610213 成都中核海川核技术有限公司成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损,当燃料组件发生破损后,核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验,通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损,然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响,传统单一β或单... 详细信息

反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损,当燃料组件发生破损后,核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验,通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损,然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响,传统单一β或单γ粒子检测设备的检测结果时有误判或漏判发生。本文设计了一种基于β-γ符合法测量技术的在线啜吸检测装置,装置含有β和γ粒子探测器,并构建了β-γ符合检测通道,融合了现有β、γ破损判断技术,同时增加了基于β-γ符合判断的结果。相关应用结果表明:在核岛内较强辐射干扰下,本系统符合测量本底计数率可达到0.04 s-1,装置对133Xe最小可探测活度(MDA)达23.7 Bq,检测灵敏度优于单一β粒子或γ粒子检测模式;3种判断模式的应用大幅提升了破损判断结果的可靠性。该装置可以替代现有单一粒子检测模式的在线啜吸检测装置应用于核电厂开展相关检测工作。

关键词：组件破损符合法在线啜吸检测最小可探测活度(MDA)

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超临界水冷堆热工水力与安全研发

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核动力工程 2023年第5期44卷 223-231页

作者：赵学斌黄彦平臧金光中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水... 详细信息

超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水力过程的基本特点及目前主要研发进展,着眼于超临界水冷堆工程提出了后续研发任务,以及未来超临界水冷堆的发展建议。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 热工水力研发进展研发任务

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六边形套管型燃料堆芯核设计专用程序试验验证

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核动力工程 2022年第1期43卷 242-245页

作者：王连杰魏彦琴黄世恩娄磊马永强操节宝中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

采用六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,... 详细信息

采用六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,控制棒价值和停堆深度计算偏差也都在可接受范围内,表明CELL+CPLEV2程序具有较高的计算精度和可靠性,可用于HCTFR的核设计。

关键词：六边形套管型燃料堆芯(HCTFR) 临界物理试验核设计程序试验验证

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