检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2018年第3期39卷 23-28页

作者：廖鸿宽李庆于颖锐胡钰莹甯忠豪卢迪黄世恩赵文博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610041

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模... 详细信息

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明:随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为:±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。

关键词： NESTOR 核设计不确定性分析随机取样统计方法自主化

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“华龙一号”核电厂堆内构件钴基合金堆焊优化设计

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中国核电 2020年第1期13卷 17-22页

作者：王庆田蒋兴钧郭宝超李浩吴冰洁王仲辉陈昕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 上海第一机床厂有限公司上海201306

核反应堆堆内构件的左、右嵌入件与导向销以及径向支承键与U形嵌入件需进行钴基合金堆焊以保证耐磨性能。前期核电项目采用手工钨极氩弧堆焊,堆焊层会出现不同程度的气孔、夹杂甚至裂纹,导致较多不符合项的产生。在大量吸取前期核电厂... 详细信息

核反应堆堆内构件的左、右嵌入件与导向销以及径向支承键与U形嵌入件需进行钴基合金堆焊以保证耐磨性能。前期核电项目采用手工钨极氩弧堆焊,堆焊层会出现不同程度的气孔、夹杂甚至裂纹,导致较多不符合项的产生。在大量吸取前期核电厂堆焊经验教训的基础上,本文对堆内构件钴基合金堆焊从设计和工艺方面进行了优化改进,改进后的检验结果显示,堆焊层质量大大提高,表层硬度均匀,硬度线过渡柔和,堆焊层缺陷大大减少。

关键词：钴基合金堆焊缺陷改进

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数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

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核动力工程 2018年第3期39卷 95-99页

作者：马权罗琦宋小明刘艳阳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

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统(DCS)紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的... 详细信息

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统(DCS)紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。

关键词：数字化安全级分布式控制系统(DCS) 紧急停堆系统 2oo3架构共因失效

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基于最小可靠性安全系数的吊篮法兰强度评定方法

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工程机械 2020年第8期51卷 86-93,I0015页

作者：王东辉曾庆娜龚建硕孙博杨西任羿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北京航空航天大学可靠性与系统工程学院

针对裕度设计无法考虑参数随机特性及安全裕度大的问题,提出基于最小可靠性安全系数的压水堆吊篮法兰强度评定方法。与许用安全系数方法相比,该方法包含了更多参数信息且不依赖于由经验确定的许用应力强度,结果更加准确。对压水堆吊篮... 详细信息

针对裕度设计无法考虑参数随机特性及安全裕度大的问题,提出基于最小可靠性安全系数的压水堆吊篮法兰强度评定方法。与许用安全系数方法相比,该方法包含了更多参数信息且不依赖于由经验确定的许用应力强度,结果更加准确。对压水堆吊篮法兰进行应力分析,得到法兰的一次薄膜应力及弯曲应力最大值,并对法兰进行强度评定。在应力分析的基础上考虑法兰各参数不确定性,通过多次仿真及分布拟合得到应力的分布函数及各参数的灵敏度,并计算吊篮法兰的最小可靠性安全系数。探究最小可靠性安全系数随分布类型及参数的变化规律,结果表明:不同分布对计算结果影响较小,在应力分布未知的情况下,选择对数正态分布进行表征可以得到偏安全的结果;在应力和强度的变异系数达到0.3时,最小可靠性安全系数仍然大于1,吊篮法兰的结构设计存在一定优化空间。

关键词：结构可靠性吊篮法兰有限元分析可靠性安全系数强度评定

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重力注水流动不稳定现象关键影响因素实验研究

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核动力工程 2019年第S2期40卷 134-143页

作者：杜政瑀佟立丽曹学武王小吉侯丽强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

重力注水过程由于流量较小,可能导致流动不稳定现象等问题,对核反应堆安全性有着重要的影响。因此,基于由高位水箱、实验本体、出入口阻力调节阀和冷却水箱组成的实验装置开展了实验,研究了实验本体入口形阻、加热功率、系统压力和冷却... 详细信息

重力注水过程由于流量较小,可能导致流动不稳定现象等问题,对核反应堆安全性有着重要的影响。因此,基于由高位水箱、实验本体、出入口阻力调节阀和冷却水箱组成的实验装置开展了实验,研究了实验本体入口形阻、加热功率、系统压力和冷却水过冷度对流动不稳定现象的影响。研究结果表明,根据冷却水注入流量的变化,重力注水流动不稳定现象可以分为3个阶段:冷却水初次注入阶段、冷却水逐出阶段和冷却水再注入阶段。在一定的加热棒初始温度、实验本体出口形阻和高位水箱液位的情况下,增大实验本体入口形阻减小了流动不稳定现象的发生次数和持续时间,同时也降低了冷却水注入流量,并最终导致一段时间内冷却水注入出现了停滞。增大加热功率加快了冷却水的沸腾,缩短了单相流动的时间,降低了系统的稳定性。提高系统压力减小了冷却水和蒸汽的密度差,提高了冷却水的吸热能力,抑制了冷却水的沸腾,提高了系统的稳定性。增大冷却水过冷度提高了冷却水的吸热能力,降低了空泡系数,延长了压力震荡的周期,提高了系统的稳定性。相关结果可以为核反应堆非能动安全系统的评估提供参考。

关键词：重力注水流动不稳定性冷却水逐出压力震荡

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粉末冶金法烧结制备SiC/Zr耐事故复合材料的研究

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材料导报 2019年第A01期33卷 321-325页

作者：岳慧芳冯可芹庞华张瑞谦李垣明吕亮亮赵艳丽袁攀四川大学制造科学与工程学院成都610065 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 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610041

以SiC粉和ZrH2粉为原料,利用真空烧结工艺制备了耐事故SiC/Zr复合材料。通过对SiC-Zr烧结体系进行热力学分析,对SiC和ZrH2混合粉末的加热过程进行TGA和DSC分析,制定了较合理的烧结工艺,并对SiC与Zr之间的界面反应进行了研究,对SiC/Zr复... 详细信息

以SiC粉和ZrH2粉为原料,利用真空烧结工艺制备了耐事故SiC/Zr复合材料。通过对SiC-Zr烧结体系进行热力学分析,对SiC和ZrH2混合粉末的加热过程进行TGA和DSC分析,制定了较合理的烧结工艺,并对SiC与Zr之间的界面反应进行了研究,对SiC/Zr复合材料的耐腐蚀性能进行了评价。结果表明:粉末冶金法可以制备出致密度为96%的SiC/Zr复合材料,烧结温度为1100℃,烧结时间为90min。SiC与Zr在界面处发生了界面反应,产物为ZrC和Zr2Si,且界面呈多层结构,从SiC到Zr基体,界面层的相分布次序为ZrC/ZrC+Zr2Si/ZrC。与锆合金相比,SiC/Zr复合材料表现出更好的耐腐蚀性能。

关键词： SiC/Zr复合材料烧结工艺界面反应耐腐蚀性能

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液滴撞击不同粗糙表面过程的动态润湿行为研究

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核动力工程 2019年第S02期40卷 45-50页

作者：明镜刘汉周陈德奇邓坚胡练重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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

为建立更完善的液滴与壁面之间的沸腾换热模型,在绝热条件下开展液滴撞击不同表面的实验,通过高速摄影的方式,获得液滴在不同惯性力作用下撞击不同润湿性以及不同微观结构表面的动态润湿图像,并分析获得液滴无量纲扩散直径以及反弹高度... 详细信息

为建立更完善的液滴与壁面之间的沸腾换热模型,在绝热条件下开展液滴撞击不同表面的实验,通过高速摄影的方式,获得液滴在不同惯性力作用下撞击不同润湿性以及不同微观结构表面的动态润湿图像,并分析获得液滴无量纲扩散直径以及反弹高度等定量参数。结合材料的润湿性能以及SEM图像得到的表面微观结构对影响液滴动态润湿行为的因素进行了分析。结果表明,在疏水性强的表面,液滴会有更高的反弹高度;随着液滴惯性力的增加,在表面微槽较宽的表面更容易发生Cassie-Wenzel转变,此转变会引起壁面粘附力的增加,从而导致液滴扩散直径和反弹高度迅速降低。

关键词：动态润湿液滴表面形貌表面润湿性

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两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

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核动力工程 2018年第A01期39卷 58-61页

作者：曾畅赵禹叶竹任云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

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿... 详细信息

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。

关键词：两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP) 仿真

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反应堆压力容器低合金钢锻件超声检测时机探讨

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核动力工程 2018年第A1期39卷 49-52页

作者：尹祁伟罗英邱天王小彬杨志海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

为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更... 详细信息

为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更为合理的检测时机应为对RPV低合金钢锻件性能热处理之后、精加工前进行。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 低合金钢锻件超声检测时机

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衰变对严重事故条件下裂变产物释放及场外剂量评价影响分析

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核动力工程 2018年第5期39卷 176-180页

作者：王军龙刘嘉嘉吕焕文李兰谭怡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

介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上,选取对人员剂量贡献最大的几种核素,计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下,... 详细信息

介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上,选取对人员剂量贡献最大的几种核素,计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下,各核素向环境累积释放活度及场址边界500 m处的全身剂量和甲状腺剂量的大小,并分析了衰变对累积释放活度和剂量评价的影响。结果表明:衰变对裂变产物向环境累积释放活度的影响与核素半衰期及事故后开始向环境释放时间有关;半衰期越短,裂变产物开始向环境释放时间越晚,衰变的影响越明显;从场外剂量分析,衰变对全身剂量的影响较甲状腺剂量的影响更明显。

关键词：三代核电厂严重事故累积释放活度剂量评价

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