检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第1期40卷 28-32页

作者：王杰刘东刘盈卢忝余吴丹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 中核集团核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213

失水事故(LOCA)分析中保守分析方法不利于提高核电厂的经济性,为了满足10CFR50附录K的核电厂LOCA评价要求,基于最佳估算程序RELAP5对其模型进行修改以满足对LOCA的评价要求,同时增大设计裕量。由于附录K涉及模型较多,本文主要对LOCA模... 详细信息

失水事故(LOCA)分析中保守分析方法不利于提高核电厂的经济性,为了满足10CFR50附录K的核电厂LOCA评价要求,基于最佳估算程序RELAP5对其模型进行修改以满足对LOCA的评价要求,同时增大设计裕量。由于附录K涉及模型较多,本文主要对LOCA模型修改和验证方法进行研究,改进了RELAP5程序临界流模型,添加保守的Moody两相临界流模型,同时增加过冷临界流Zaloudek模型,并分别采用分离效应实验装置Marviken、Edward喷放管和整体效应装置Bethsy对程序进行了验证,结果表明添加的模型对模拟喷放过程临界流现象具有足够的可靠性。

关键词：临界流程序验证分离效应及整体效应

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ACP100模块化小型堆安全级DCS设备方案研究

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科技视界 2020年第15期 148-150页

作者：黄奇曾山刘明明陈书琼刘全东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

核电技术是改善能源结构,应对气候变化的有效途径。ACP100模块化小型堆是国内自主研发的堆型,所依托的工程项目目前已经进入详细设计阶段。本文结合该堆型反应堆保护系统目前的设计方案,对安全级DCS设备方案进行研究,结合自主研发的安全... 详细信息

核电技术是改善能源结构,应对气候变化的有效途径。ACP100模块化小型堆是国内自主研发的堆型,所依托的工程项目目前已经进入详细设计阶段。本文结合该堆型反应堆保护系统目前的设计方案,对安全级DCS设备方案进行研究,结合自主研发的安全级DCS平台的技术特点,提出安全级DCS设备的总体配置方案,对工程项目的后续实施有积极的指导意义。

关键词： ACP100 反应堆保护系统安全级DCS 设备方案

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基于次临界堆和压水堆的钍铀燃料循环研究

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核动力工程 2019年第S2期40卷 88-92页

作者：谢运利于颖锐蒋朱敏李满仓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

提出了一个实现钍铀燃料循环的新途径,即利用聚变驱动的次临界堆实现钍燃料增殖并将增殖的233U燃料应用于现有压水堆的概念设计。聚变驱动的次临界堆具有丰富的高能中子,因此具有很高的从232Th到233U的燃料增殖率。采用蒙特卡洛程序RMC... 详细信息

提出了一个实现钍铀燃料循环的新途径,即利用聚变驱动的次临界堆实现钍燃料增殖并将增殖的233U燃料应用于现有压水堆的概念设计。聚变驱动的次临界堆具有丰富的高能中子,因此具有很高的从232Th到233U的燃料增殖率。采用蒙特卡洛程序RMC,对基于国际热核实验堆(ITER)聚变源的次临界堆芯进行了设计分析,结果表明了次临界堆芯具有良好的燃料增殖效果。对于增殖的233U燃料,部分装入国内的压水堆组件及堆芯中,并采用CASMO和SIMULATE程序包进行了分析,结果表明,压水堆中用部分233U燃料替代235U燃料不会对当前的堆芯物理设计产生很大影响,同时可减少锕系废料的产生。

关键词：聚变-驱动次临界堆钍燃料增殖

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基于VSTO的Microsoft Word文件标准化检查工具的实现

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仪器仪表用户 2020年第6期27卷 70-73页

作者：张旭常芸瑜穆兰芬刘明明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

在企业经营过程中,编写了大量的文件,文件的质量好坏在影响着企业的经营管理活动。这就需要制定一系列文件管理要求,进行适当的文件标准化管理。文件的表观检查是其中重要一环,但存在着人工检查效率低,检查疏漏多的问题。基于上述情况,... 详细信息

在企业经营过程中,编写了大量的文件,文件的质量好坏在影响着企业的经营管理活动。这就需要制定一系列文件管理要求,进行适当的文件标准化管理。文件的表观检查是其中重要一环,但存在着人工检查效率低,检查疏漏多的问题。基于上述情况,利用VSTO技术,开发一种文件标准化检查工具,可以在Microsoft Word软件中以标签页插件的形式呈现,实现文件的标准化检查。检查范围包括字体字号、缩进、行距等常规错误检查,也包括单位检查、密级检查等智能检查等检查项。

关键词： VST0 Microsoft Word 标准化检查

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某型空间堆堆芯热工水力特性数值分析

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核科学与工程 2020年第5期40卷 742-750页

作者：任董国柴翔李仲春夏文勇张滕飞庄伟业刘晓晶上海交通大学核科学与工程学院上海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四川成都610213 上海市核电办公室上海200032

本工作对某型空间堆堆芯内部热工水力不均匀特性进行了数值分析,针对不同工况下空间堆堆芯内部流动和传热特性尝试采用核热耦合方法进行数值模拟计算,首先使用六角形变分节块法三维全堆芯中子学扩散计算得到堆芯功率分布参数,然后对堆... 详细信息

本工作对某型空间堆堆芯内部热工水力不均匀特性进行了数值分析,针对不同工况下空间堆堆芯内部流动和传热特性尝试采用核热耦合方法进行数值模拟计算,首先使用六角形变分节块法三维全堆芯中子学扩散计算得到堆芯功率分布参数,然后对堆芯进行三维建模并导入商用CFD软件STAR-CCM+进行计算。数值模拟过程中,分析了稳态条件下堆芯径向功率分布不均匀性对内部流动和传热的影响规律;同时分析了当落棒事故发生时,堆芯轴向功率分布不均匀性对流场的影响规律。本研究基于核热耦合技术初步计算得到上述工况下的堆芯流体温度、速度、堆内最高温度点等参数分布,经过对计算结果的分析,获得了稳态工况及落棒事故工况下堆芯内部流动传热情况以及温度和速度三维分布的不均匀特性。

关键词：空间核反应堆核热耦合 CFD 功率不均匀性

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基于两相CFD方法的竖直圆管环状流预测研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 7-12页

作者：徐海淞王季熊进标卢川上海交通大学核科学与工程学院上海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

基于欧拉-拉格朗日方法,结合壁面液膜模型,模拟圆管环状流中的液滴与连续气相的相互作用、液滴在壁面处的沉积与夹带、液膜的沸腾与蒸发等关键物理现象。通过与瑞典皇家理工学院的环状流实验结果比较,评价欧拉-拉格朗日方法对环状流的... 详细信息

基于欧拉-拉格朗日方法,结合壁面液膜模型,模拟圆管环状流中的液滴与连续气相的相互作用、液滴在壁面处的沉积与夹带、液膜的沸腾与蒸发等关键物理现象。通过与瑞典皇家理工学院的环状流实验结果比较,评价欧拉-拉格朗日方法对环状流的预测精度。比较结果表明,数值模拟得到的液膜质量流量与实验测量结果吻合良好,证明所采用欧拉-拉格朗日方法及本构模型能够较准确地模拟环状流动。

关键词：欧拉-拉格朗日方法双向耦合液膜模型

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贫化铀用于核动力堆防护的屏蔽性能与放射性毒性计算分析

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核动力工程 2019年第6期40卷 173-177页

作者：宋英明王岩肖锋吕焕文付孟婷沈格宇南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证。构建了核动力压水堆屏蔽模型,模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致。采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合的方法,模拟计算了贫化铀在不同位置处中子、γ混合辐射场中... 详细信息

针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证。构建了核动力压水堆屏蔽模型,模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致。采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合的方法,模拟计算了贫化铀在不同位置处中子、γ混合辐射场中的综合屏蔽性能,并与铅作为屏蔽材料进行了对比分析。模拟计算了屏蔽层中子辐照贫化铀40 a后的活化和裂变产物,分析了材料辐照前后年摄入量限值(ALI)定义下的放射性毒性,结果表明,新增二次产物对放射性毒性影响不大。

关键词：贫化铀核动力堆屏蔽性能放射性毒性

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核电厂安全级DCS在研制过程中的质量管理

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科技视界 2020年第5期 93-96页

作者：龚卫芳闫昊杨睿黄奇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

基于功能安全对智能控制的重要性,针对波音737MAX坠机事件原因,核电厂安全级DCS就如何将故障控制在研制阶段进行反馈,阐述了安全级DCS在研制过程中的质量管理控制方法,力求为国内核电站以及其他智能控制技术的功能安全质量管理控制工作... 详细信息

基于功能安全对智能控制的重要性,针对波音737MAX坠机事件原因,核电厂安全级DCS就如何将故障控制在研制阶段进行反馈,阐述了安全级DCS在研制过程中的质量管理控制方法,力求为国内核电站以及其他智能控制技术的功能安全质量管理控制工作提供思路,实现国内核电站以及其他智能控制行业的稳定运行及健康发展。

关键词：核电厂安全级DCS 波音737MAX 功能安全质量管理智能控制

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一种新燃料组件运输容器设计研究

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机械 2020年第5期47卷 54-59页

作者：段春辉黄新东谷明非青涛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610041

新燃料组件运输容器是新燃料组件制造和运输过程中必须具备的重要设备,根据运输容器设计准则,在对国内核电站所采用运输容器调研的基础上,结合新燃料组件的性能特点,确定了运输容器的运输姿态及装载量,并从强度设计、减震设计、隔热设... 详细信息

新燃料组件运输容器是新燃料组件制造和运输过程中必须具备的重要设备,根据运输容器设计准则,在对国内核电站所采用运输容器调研的基础上,结合新燃料组件的性能特点,确定了运输容器的运输姿态及装载量,并从强度设计、减震设计、隔热设计几个主要方面开展了运输容器结构方案研究,确定了运输容器的结构方案。利用ANSYS软件对运输容器9 m自由跌落试验及800℃火烧试验进行了仿真分析,分析结果表明在经受运输事故工况时运输容器的完整性可以得到有效保证。

关键词：新燃料组件运输容器 ANSYS

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基于UGF的CRDM任务可靠性评估模型应用

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科技创新导报 2021年第4期18卷 40-42,54页

作者：李国栋高凯烨张志强彭宇王晓童王坤鲜希睿曹奇锋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610231 北京信息科技大学机电工程学院北京100192 中国核动力研究设计院四川成都610231

控制棒驱动机构(CRDM)作为反应堆结构中唯一的动设备,其稳定可靠运行是核反应堆安全可靠运行的有力保证,尤其是在事故工况下,控制棒驱动机构快速落棒,安全停堆尤为重要。考虑到单个部件的严重故障或多个连续部件中出现一定数量的轻度故... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)作为反应堆结构中唯一的动设备,其稳定可靠运行是核反应堆安全可靠运行的有力保证,尤其是在事故工况下,控制棒驱动机构快速落棒,安全停堆尤为重要。考虑到单个部件的严重故障或多个连续部件中出现一定数量的轻度故障,也会导致CRDM失效。因此本文采用以通用生产函数为基础的CRDM任务可靠性评估模型,以保持功能为例,对CRDM任务可靠性进行了分析。

关键词：控制棒驱动机构任务可靠性保持功能可靠性评估

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