检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第S02期42卷 82-88页

作者：娄磊柴晓明姚栋李满仓陈亮刘晓黎张宏博李司南唐霄周楠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

弥散颗粒系统由于双重非均匀性而无法用传统中子学计算程序描述,直接采用体积均匀化方法处理会带来反应性计算偏差。本文通过分析弥散颗粒燃料及不同类型弥散颗粒可燃毒物的体积均匀化反应性计算偏差及其与光学长度的关系,提出将计算偏... 详细信息

弥散颗粒系统由于双重非均匀性而无法用传统中子学计算程序描述,直接采用体积均匀化方法处理会带来反应性计算偏差。本文通过分析弥散颗粒燃料及不同类型弥散颗粒可燃毒物的体积均匀化反应性计算偏差及其与光学长度的关系,提出将计算偏差的影响因素整合为修正光学长度,提出了弥散颗粒系统双重非均匀性的物理边界,当修正光学长度大于10^(−4)时,体积均匀化方法的反应性计算偏差将大于100pcm(1pcm=10^(−5)),需要考虑弥散颗粒系统的双重非均匀性。

关键词：弥散颗粒系统双重非均匀性物理边界体积均匀化反应性计算偏差光学长度修正光学长度

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不同管径与倾角下单管和管束外含空气蒸汽冷凝对比分析

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核动力工程 2022年第4期43卷 11-17页

作者：邹志强武铃珺李方立边浩志曹博洋丁铭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 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哈尔滨150001

为评估不同传热管结构参数下单管与管束外含空气蒸汽冷凝传热规律的差异,基于外径12~19 mm、倾角0°~90°的单管和3×3管束在压力0.2~1.6 MPa、空气质量份额12%~87%的参数范围内开展了试验研究。结果表明:不同压力范围内,... 详细信息

为评估不同传热管结构参数下单管与管束外含空气蒸汽冷凝传热规律的差异,基于外径12~19 mm、倾角0°~90°的单管和3×3管束在压力0.2~1.6 MPa、空气质量份额12%~87%的参数范围内开展了试验研究。结果表明:不同压力范围内,管径和倾角对单管和管束的影响呈现不同的规律。在压力小于0.8 MPa时,管束冷凝传热受管径和倾角影响的规律与单管总体一致,两者的冷凝传热系数均随管径和倾角的减小而增大。在0.8~1.6 MPa时,管束冷凝传热受管径和倾角的影响与单管存在明显差异。结合不凝性气体影响蒸汽冷凝传热的机制对所呈现的一致性和差异性规律进行了分析。

关键词：单管管束管径倾角蒸汽冷凝不凝性气体

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基于系统可靠性分配的设备分级技术研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 140-145页

作者：陈宝文张丹朱大欢蒋孝蔚方红宇米争鹏程瑞琪钟明君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

传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站... 详细信息

传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站凝给水系统为例,开展设备可靠性分级研究。研究给出了考虑了系统重要度和核安全重要度后的可靠性量化结果。该结果可以作为设备分级的依据,并能够用于电厂设备的检修、故障诊断和健康管理。

关键词：核电厂(NPP) 系统重要度系统可靠性设备分级

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^(90)Sr同位素温差电源结构设计与性能分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 104-111页

作者：杜广瀚李玉鹏李根郭锐刘桂秀王进仕西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 华南理工大学电力学院广州510641 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

本研究设计了^(90)Sr同位素温差电源物理模型,主要包括热源、热电转换模块以及散热模块。在此基础上利用COMSOL软件对同位素电源进行有限元分析,得到了同位素电源的温度分布、电压以及功率输出特性。同时研究了热源功率衰减下的同位素... 详细信息

本研究设计了^(90)Sr同位素温差电源物理模型,主要包括热源、热电转换模块以及散热模块。在此基础上利用COMSOL软件对同位素电源进行有限元分析,得到了同位素电源的温度分布、电压以及功率输出特性。同时研究了热源功率衰减下的同位素电源输出特性,最后对热电材料的高度和横截面积进行了敏感性分析。研究结果表明,同位素电源最大输出功率为63.6 W,热电转换效率为7.6%,在15 a内电源最大输出功率由63.6 W衰减至24.4 W。敏感性分析发现电源内阻和最大输出功率随热电材料高度的增大而增大,随横截面积的减小而增大,研究结果对同位素电源在太空、深海等恶劣环境中的应用具有重要意义。

关键词：同位素电源热电转换输出功率热电转换效率敏感性分析

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超临界水冷堆候选包壳材料研究进展与思考

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核动力工程 2025年第1期46卷 183-190页

作者：张乐福黄涛苏豪展高阳郭相龙沈朝陈凯上海交通大学核科学与工程学院上海200240 中国原子能科学研究院北京102413 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 上海交通大学材料科学与工程学院上海200240

超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回顾。铁素体/马氏体(F/M)钢、奥氏体不锈钢及镍基合金均存在某方面的性能不足。最后,介绍了近年来新兴的SCWR候选包壳材料,包括新型含铝奥氏体不锈钢、氧化物弥散强化钢、梯度材料及其他组织改进技术的研究进展。

关键词：超临界水冷堆燃料包壳材料均匀腐蚀应力腐蚀开裂

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锆合金包壳在微动磨蚀环境下的界面损伤行为

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中国表面工程 2022年第4期35卷 41-49页

作者：焦拥军李正阳蒲曾坪任全耀郑美银巫英伟秋穗正西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 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

锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V... 详细信息

锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V)下锆合金包壳的微动磨蚀行为。采用SEM、EDX、XPS、EPMA和三维光学显微镜对磨痕表面的微观形貌和化学成分等进行分析,探究不同外加电位下锆合金的摩擦氧化行为及微动损伤机理。结果表明:随着电位的增加,微动过程中的腐蚀电流增加,加速磨损过程中锆合金的氧化腐蚀,锆合金的微动损伤加剧。不同外加电位下磨痕表面均存在明显的犁沟及氧化物颗粒堆积,主要磨损机制为磨粒磨损和氧化磨损。随着外加电位的增加,锆合金的磨损深度和磨损率增加,这是因为电位的增加使得腐蚀加剧,从而磨损与腐蚀交互作用增强导致磨损率的增加。揭示了电位对锆合金包壳磨痕形貌、磨损量和摩擦腐蚀交互作用的影响规律,阐明了不同电位条件下锆合金的磨损机制,为锆合金包壳在长周期服役过程中磨损行为的分析和预测提供理论支撑。

关键词：锆合金电位微动磨蚀磨损机制

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单棒垂直方形通道临界热流密度实验研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 42-47页

作者：刘伟郭俊良张丹桂淼胡迎刘扬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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

采用R134a作为流体工质,对单棒垂直方形通道临界热流密度(CHF)进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道,内置外径为9.5 mm的单根加热棒,用来模拟压水堆中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水堆典型运行... 详细信息

采用R134a作为流体工质,对单棒垂直方形通道临界热流密度(CHF)进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道,内置外径为9.5 mm的单根加热棒,用来模拟压水堆中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水堆典型运行工况。实验结果表明,R134a在方形通道内的CHF参数趋势与圆管中水的CHF参数趋势相同,R134a可以替代水作为模化工质;通过对圆管Bowring关系式和Katto&Ohno关系式进行冷壁因子修正,可用于预测带有冷壁的方形通道的CHF;Katto的流体模化方法适用于带有冷壁的方形通道。

关键词：临界热流密度方形通道实验研究

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核级设备危险频率下的电接触摩擦磨损试验与模拟研究

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摩擦学学报(中英文) 2025年第2期45卷 276-287页

作者：王东伟丁昊昊蒋维赵阳李发强汪凡雨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 西南交通大学机械工程学院四川成都610031

针对核安全级DCS(Distributed Control System)设备在其服役过程中存在的电接触磨损问题,本研究中首先对安全级DCS设备进行扫频试验,在得到设备的危险频率后,搭建电接触摩擦磨损试验台,并进行一系列摩擦学试验.结合电—热—机顺序耦合... 详细信息

针对核安全级DCS(Distributed Control System)设备在其服役过程中存在的电接触磨损问题,本研究中首先对安全级DCS设备进行扫频试验,在得到设备的危险频率后,搭建电接触摩擦磨损试验台,并进行一系列摩擦学试验.结合电—热—机顺序耦合分析法与Archard磨损模型,探索电流大小对电接触摩擦磨损的影响.结果表明:核安全级DCS设备的一阶共振频率为12 Hz.在该频率激励下,随着输入电流增大,电接触界面摩擦系数表现出先减小后增大的现象.电接触表面表现出磨粒磨损、剥层和电弧烧蚀的特点.增大电流虽然导致界面磨损加剧,但是高温下的材料软化使得接触区域增大,有利于电接触保持更长时间的低电阻状态.但是,大电流作用下磨损表面分布不均匀,接触电阻的波动频率显著增加.有限元分析能够较好地模拟电接触摩擦磨损过程,但是由于电接触状态下,摩擦区域的接触应力有所差异,因此磨痕区的磨损深度各不相同.在磨痕两侧,增大电流导致磨痕深度加剧,而在磨痕中间区域,输入电流为2 A时的磨痕深度明显大于输入电流为1 A和3 A的状态,这与试验结果一致.

关键词：核安全级DCS 电接触摩擦磨损有限元分析 Archard磨损模型

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基于热-流-固耦合的燃料元件性能分析方法研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 112-118页

作者：黄永忠李权李垣明庞华路怀玉刘振海齐飞鹏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

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦... 详细信息

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦合计算,通过与美国通用电气公司数据的对比证明了该分析方法的有效性。采用该方法计算了多种燃料元件尺寸和不同轴向功率分布下的热应力和温度,结果表明侧棱处温度最高而内壁面壁厚最薄处热应力最大,壁厚越薄、长度越长,燃料元件的最大热应力和温度越小,展平入口段的轴向功率分布也能够略微降低最大热应力和温度。以上分析方法可以用于新型中空棱柱形燃料元件的优化设计。

关键词：热-流-固耦合燃料元件热应力共轭传热

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磁流变液响应时间检测方法及装置研究

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仪器仪表学报 2023年第11期44卷 290-299页

作者：李佩卢川尹剑飞周威谢磊重庆大学光电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国家级重点实验室成都610213 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室长沙410073

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁通密度,由扭矩与磁场相位差获得MRF响应时间,无需面临阶跃响应中的复杂解耦问题。此外,本文通过关键机械参数设计,突破商用流变仪的剪切率限制,实现了最高3000 s^(-1)下的响应时间测量。基于此,本文设计和制作了一套MRF响应时间检测装置,分析了装配偏心和磁场探针位置引起的误差;测得多种样品在1~3 A振幅电流下的响应时间为23~140 ms,并发现响应时间随MRF浓度增大而先减小再延长,且与外部磁场强度呈负相关。

关键词：磁流变液响应时间检测方法正弦电流相位差

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