检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第2期45卷 116-122页

作者：仇子铖谢士杰郎雪梅李朋洲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

为分析定位格架交混能力,进一步优化定位格架热工设计方法。本文通过实验研究不同结构定位格架对棒束通道出口温场分布的影响。实验中,系统压力为7.0~16.5 MPa,质量流速为900~4500 kg·m^(-2)·s^(-1),实验段进出口温差为30~12... 详细信息

为分析定位格架交混能力,进一步优化定位格架热工设计方法。本文通过实验研究不同结构定位格架对棒束通道出口温场分布的影响。实验中,系统压力为7.0~16.5 MPa,质量流速为900~4500 kg·m^(-2)·s^(-1),实验段进出口温差为30~128℃。实验结果表明,在压水堆运行参数范围内,对于相同定位格架结构形式,不同压力、进出口温差、质量流速等热工参数条件下棒束通道出口截面子通道最高温度和最低温度的差值与进出口温差的比值没有明显变化趋势;交混翼主导了定位格架的交混作用,II型交混翼带来较强的交混作用;对于D型定位格架,非对称的条带结构会导致流场整体出现一定的偏转,一定程度上降低了定位格架的交混作用。

关键词：定位格架棒束通道温场分布

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核级管道焊缝可检率优化研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 237-241页

作者：武相崔聪邬芝胜蔡鼎阳赵千里干依燃苏应斌肖韵菲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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分... 详细信息

核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分析结果表明焊缝检测成像障碍是造成焊缝不可检的主要因素,焊缝检测不可达因素次之;形成原因涉及设计、安装、结构功能性和设备结构特性等多个方面。针对性提出的优化措施可将焊缝可检率由65.5%至少提升至74%,有效提高了焊缝可检率,保障了系统运行安全。

关键词：可检率核级管道焊缝成像障碍不可达

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热工参数偏离对直流蒸汽发生器稳态特性影响实验研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 84-90页

作者：杜代全张廷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

为研究额定工况条件下直流蒸汽发生器各热工参数(一次侧平均温度、给水温度、负荷和蒸汽压力)发生设计偏离对其稳态特性的影响,开展了针对直流蒸汽发生器原型设计典型栅元的热工水力实验。实验工况范围:一次侧平均温度297~304℃,负荷100... 详细信息

为研究额定工况条件下直流蒸汽发生器各热工参数(一次侧平均温度、给水温度、负荷和蒸汽压力)发生设计偏离对其稳态特性的影响,开展了针对直流蒸汽发生器原型设计典型栅元的热工水力实验。实验工况范围:一次侧平均温度297~304℃,负荷100%FP~104%FP(FP表示满功率),蒸汽压力4.0~5.8 MPa,给水温度138~152℃。实验结果表明,各热工参数偏离主要影响蒸汽发生器出口蒸汽温度、换热功率和二次侧压降;一次侧平均温度发生设计偏离对蒸汽温度的影响最大;在各热工参数同时发生设计偏离条件下,出口蒸汽温度随蒸汽压力增加而减小。

关键词：直流蒸汽发生器参数偏离稳态特性

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基于系统工程的数字实验系统架构设计技术研究

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核动力工程 2024年第S01期45卷 6-12页

作者：曾小康黄彦平张利琴袁德文徐建军孙宇翔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

为建立基于系统工程(SE)的数字化集成研发与交付环境,进行了核动力工程实验数字化集成研发平台的设计,即数字实验系统的顶层架构优化及功能构成和运行逻辑的详细架构设计。以此为基础开发了核动力工程数字实验系统,并以二次侧非能动余... 详细信息

为建立基于系统工程(SE)的数字化集成研发与交付环境,进行了核动力工程实验数字化集成研发平台的设计,即数字实验系统的顶层架构优化及功能构成和运行逻辑的详细架构设计。以此为基础开发了核动力工程数字实验系统,并以二次侧非能动余热排出系统实验项目为对象进行实例化应用验证。验证结果表明:所建立的核动力工程数字实验系统架构体系能够满足核动力工程实验的数字化集成研发与交付所需的实验任务策划分解、质量流程管控、工具软件封装集成、协同设计仿真、知识积累与伴随、过程数据追溯、实验成果结构化轻量化交付等功能,可实现任务、工具、知识、数据和成果的贯穿融合,有效提升实验研发效率和质量。

关键词：系统工程(SE) 数字实验架构设计数字化集成研发

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基于Modelica的超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性模拟

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核动力工程 2024年第3期45卷 124-131页

作者：张利琴黄彦平曾小康宫厚军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

Modelica是一种大型复杂系统建模的开源式面向对象语言,由瑞典的非盈利组织Modelica协会开发。本文对Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真进行了探索。基于压缩机、透平、回热器和冷却器等关键设备的机理关系式... 详细信息

Modelica是一种大型复杂系统建模的开源式面向对象语言,由瑞典的非盈利组织Modelica协会开发。本文对Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真进行了探索。基于压缩机、透平、回热器和冷却器等关键设备的机理关系式,开发了基于Modelica语言的超临界二氧化碳模型库,基于可视化界面拖拽式建模构建了单级回热循环系统仿真模型,基于Modelica语言构建的平台Mworks的求解器进行了稳态求解。通过与SCTRAN/CO_(2)计算结果对比,验证了Modelica模型的可靠性和Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真的可行性,分析了单级回热循环的瞬态特性。

关键词： Modelica 超临界二氧化碳系统仿真布雷顿循环

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预氧化锆合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 142-154页

作者：王俊王志国蔡振兵李正阳任全耀刘晓红焦拥军西南交通大学摩擦学研究所成都610031 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

为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化... 详细信息

为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化后包壳的体积磨损系数。研究结果表明,预氧化之后包壳表面硬度比基体提高了2~3倍,而磨损系数降低了约90%。在包壳表层生成的一层致密氧化层是导致其磨损系数变化的重要原因,氧化时间越长,氧化层越厚,氧化时间为200 d的包壳磨损系数最低。此外,氧化层的存在导致锆合金包壳在高温高压水环境下的微动磨损机理从严重磨粒磨损和分层转变为轻微磨粒磨损和粘着磨损。

关键词：预氧化锆合金高温高压水微动磨损

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基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

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核动力工程 2024年第2期45卷 103-109页

作者：黄哲梁铁波杨雯卢川李洋何中海沈昕上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次... 详细信息

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明:稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。

关键词：铅铋快堆直流蒸汽发生器热工水力分析分布参数模型

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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

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核动力工程 2024年第4期45卷 103-110页

作者：栾行健王文宋嘉豪韩菲蒋二辉程坤杨帆上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。

关键词：蒸汽发生器自然循环反流倒U型流量分配

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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 267-273页

作者：王泽锋邓坚邱志方陈曦王啸宇陈建达熊进标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 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA... 详细信息

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度,分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大;随着固体热物性(ρcp)w的增大,骤冷时间增大,最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性,其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。

关键词：事故容错燃料(ATF) 固体热物性骤冷行为最小膜态沸腾温度

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面向下一代核电DCS通信系统的抗噪声编码研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 274-279页

作者：单巍伟任洁彭伟伦曾辉李思兴肖安洪冯晋涛邓宇豪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 中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴314300

在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统(DCS)设计时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了... 详细信息

在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统(DCS)设计时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了仪控设备周边通信信道模型,并通过蒙特卡洛仿真的方法分析5G增强移动带宽(5GeMMB)场景下低密度奇偶校验码(LDPC)编码的性能,最后通过设备研制与现场实验进一步验证仿真分析结果。研究结果表明,5GeMMB场景下LDPC编码在DCS无线通信环境中的适用性不足,需进一步改进通信设计以提升无线通信在核电厂仪控设备的可用程度。本研究可为核电厂生产系统引入无线信号提供一定的设计参考。

关键词： 5G 分布式控制系统(DCS) 低密度奇偶校验码(LDPC)

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