检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2025年第4期59卷 858-866页

作者：连强朱隆祥唐思邈黄涛张勇潘良明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 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 重庆大学动力工程及工程热物理博士后科研流动站重庆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四川成都610213

福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于... 详细信息

福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于缺乏针对性的池式热交换器模型,RELAP5程序低估了池式PRHRS的换热功率及系统流量。因此本文根据池式热交换器工作条件选用棒束池式沸腾换热模型及大管径管内冷凝换热模型,在RELAP5程序中植入了池式热交换器模型,针对两种换热模型分别进行了分离效应验证。基于应急工况池式能量排出系统(PERSTO)实验台架分析了节点划分方式对池式PRHRS热工水力行为的影响,对比了改进程序及原始程序对整体性实验台架系统瞬态参数的模拟能力。经过分离效应验证和整体效应验证,确认了改进程序在池式PRHRS热工水力分析中的有效性。

关键词：池式非能动余热排出系统热工水力系统程序改进节点划分方式模型验证

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反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

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核动力工程 2021年第2期42卷 193-196页

作者：黄宗仁王明利李峰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

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系... 详细信息

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。

关键词：华龙一号(HPR1000) 反应堆冷却剂系统(RCS) 流量测量试验研究与设计

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位错线与铁素体/氧化铁两相界面交互作用的原子模拟

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核动力工程 2022年第S02期43卷 28-32页

作者：朱笔达于新洋李政何曼如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

氧化铁是包含铁素体相的核级钢材(如低合金钢与铁素体-马氏体双相钢)在高温环境下常见的表面氧化物和内部析出物。正确认识氧化铁对钢材微观变形机制的影响对设计运行温度较高的先进核能系统的安全评估有重要意义。本文采用分子动力学... 详细信息

氧化铁是包含铁素体相的核级钢材(如低合金钢与铁素体-马氏体双相钢)在高温环境下常见的表面氧化物和内部析出物。正确认识氧化铁对钢材微观变形机制的影响对设计运行温度较高的先进核能系统的安全评估有重要意义。本文采用分子动力学方法研究了温度对铁素体中的刃型位错与铁素体/氧化铁两相界面的交互作用的影响。计算结果表明,在10~900 K的温度范围内,刃型位错均无法穿透铁素体/氧化物两相界面,而只引起两相之间发生一定程度的相互剪切变形。随着温度的上升,位错与界面接触点附近的应力集中程度随之升高,另外界面间剪切变形量也同时增高。以上结果对于高温环境下低合金钢和铁素体-马氏体双相钢的断裂失效分析有一定的指导意义。

关键词：分子动力学表面氧化物微观塑性机理方铁矿位错-界面交互作用

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N36特征化燃料辐照考验及性能评价

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核动力工程 2021年第5期42卷 110-113页

作者：张坤陈平邢硕庞华彭航蒲曾坪何梁张林秋博文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

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验... 详细信息

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。

关键词： N36合金特征化燃料池边检查性能分析

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三代核电堆芯中子通量密度测量系统软件架构设计

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核动力工程 2021年第S01期42卷 139-142页

作者：杨戴博田皓文周利明李昆黎刚万波翁小惠李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

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足... 详细信息

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足要求的问题,CNFM系统实现了大量堆芯数据实时高精度快速计算,保证了反应堆运行状态监测的实时性和稳定性,同时具备向安全级核测量设备扩展的能力。目前CNFM系统已在多个“华龙一号”核电厂设计中广泛应用。

关键词：核电厂堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统软件架构

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核安全级DCS系统响应时间测试样本量分析方法研究

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核电子学与探测技术 2025年第1期45卷 85-92页

作者：文景解保林马象睿郑骈垚曾景晖贺先建陈钊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 生态环境部华北核与辐射安全监督站北京100082

为保证安全级DCS系统响应时间测试的充分性,需确定测试样本量,以评定响应时间在给定置信度下不超过限值的概率。通过对安全级DCS系统响应时间特性进行分析及模型仿真,以及对仿真和实测数据进行检验,明确了响应时间符合正态分布特性。基... 详细信息

为保证安全级DCS系统响应时间测试的充分性,需确定测试样本量,以评定响应时间在给定置信度下不超过限值的概率。通过对安全级DCS系统响应时间特性进行分析及模型仿真,以及对仿真和实测数据进行检验,明确了响应时间符合正态分布特性。基于响应时间的正态分布特性和不超过某一规范限值的要求,提出了通过计算测试数据的可靠度置信下限,并比较其是否大于要求的可靠度置信下限来判断测试数据的充分性。最后,利用非中心t分布并参考相关标准,给出了方程求解法和查表法两种确定响应时间测试样本量的方法,并在工程实践中进行应用。结果表明,该分析方法具备在工程实践中应用的可行性。

关键词：安全级DCS 响应时间测试样本量分析正态分布非中心t分布

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基于功率谱均值的脉冲计数干扰识别技术研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 224-227页

作者：高志宇罗庭芳包超朱宏亮袁航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

针对堆外核测量系统源量程脉冲计数干扰现象,提出使用脉冲计数率的功率谱均值作为判定值识别脉冲计数干扰的方法。功率谱均值的判定值根据实堆数据计算,并根据脉冲计数率大小设置3个值。使用仿真的方法验证干扰识别效果,在实堆的脉冲计... 详细信息

针对堆外核测量系统源量程脉冲计数干扰现象,提出使用脉冲计数率的功率谱均值作为判定值识别脉冲计数干扰的方法。功率谱均值的判定值根据实堆数据计算,并根据脉冲计数率大小设置3个值。使用仿真的方法验证干扰识别效果,在实堆的脉冲计数率数据基础上,叠加干扰计数。通过仿真验证,该方法能够识别持续时间为1 s、干扰强度(干扰相对于脉冲计数率的比值)在5%以上的干扰信号。

关键词：功率谱均值脉冲计数干扰识别堆外核测量系统

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力-辐照耦合作用下FeCrAl包壳表面裂纹应力强度因子计算

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核动力工程 2022年第S02期43卷 177-181页

作者：朱笔达石凯凯郑斌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

为研究高辐照剂量情况下铁素体FeCrAl包壳管对断裂失效破坏的抵抗能力,利用有限元方法结合Zencrack软件中的裂纹块分析技术,计算了内压和辐照肿胀应力耦合载荷作用下FeCrAl包壳管轴向半椭圆表面裂纹的裂尖应力强度因子。获得了不同辐照... 详细信息

为研究高辐照剂量情况下铁素体FeCrAl包壳管对断裂失效破坏的抵抗能力,利用有限元方法结合Zencrack软件中的裂纹块分析技术,计算了内压和辐照肿胀应力耦合载荷作用下FeCrAl包壳管轴向半椭圆表面裂纹的裂尖应力强度因子。获得了不同辐照肿胀应变分布情况下内、外表面不同深度裂纹的裂尖应力强度因子变化规律,分析了辐照肿胀效应的影响作用。研究结果表明,相比于均匀辐照肿胀应变分布情况,包壳管在径向方向存在线性梯度变化的辐照肿胀应变时,内表面轴向半椭圆裂纹的裂尖应力强度因子水平显著降低,而外表面轴向半椭圆裂纹的裂尖应力强度因子水平显著提升。

关键词： FeCrAl 辐照肿胀应力强度因子半椭圆轴向裂纹

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铅基全陶瓷微封装弥散燃料堆芯概念设计初步研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 100-103页

作者：娄磊王连杰彭星杰赵晨张斌周冰燕周楠胡钰莹王星博赵子凡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

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO_(2)燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了... 详细信息

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO_(2)燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了对比分析。对比结果表明,FCM对堆芯能谱有少量的慢化效果,同时需采用高富集度UO_(2)燃料核芯以保证堆芯^(235)U装量满足能量输出需求,采用FCM堆芯^(235)U装量较UO_(2)堆芯有相应降低,燃料利用率进一步提高。最后对铅基FCM堆芯布置进行功率展平优化,通过径向FCM相体积分区对堆芯功率进行了展平。计算结果显示,堆芯功率峰因子(F_(Q))由2.43降低至1.93,堆芯核焓升因子(F_(DH))由1.79降低至1.33。

关键词：铅基反应堆全陶瓷微封装弥散燃料(FCM) 初步概念设计功率展平相体积分区

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三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 203-206页

作者：任春明杜思佳邓坚吴清辛素芳胡迎刘晓波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

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研... 详细信息

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。

关键词：三代核电热管段温度搅混温度测量

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