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核动力工程 2021年第2期42卷 188-192页

作者：王金雨余红星张卓华马誉高柴晓明陈伟易经纬曾畅苏东川肖聪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 四川大学空天科学与工程学院成都610064

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与... 详细信息

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型,对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低,最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下,热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型,对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模,提高模型准确程度。

关键词：热管反应堆开式布雷顿功率质量比

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ACP100安全级DCS爆破阀控制系统分析

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 104-108页

作者：李雨桐周丽红曾山郑媛媛马文桂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

爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计... 详细信息

爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计及定期试验进行分析研究。根据分析可知,无论是单个模块还是整个系统,在冗余、多样化、独立性、可靠性、故障安全等方面都进行了充分的设计考虑;同时,通过定期试验的设计,能够快速、全面地检测出模块和链路的故障。分析结果表明,基于国产安全级数字化控制系统(DCS)平台NASPIC实现的ACP100爆破阀控制系统设计保证了事故情况下可以可靠地驱动爆破阀动作,并缓解事故。所提出的设计方案和分析思路对ACP100堆型的安全级DCS爆破阀控制系统设计具有积极的指导意义。

关键词： ACP100 爆破阀反应堆保护系统数字化控制系统定期试验自动卸压系统

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丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

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核科学与工程 2021年第6期41卷 1251-1259页

作者：侯丽强张明李峰刘一泽罗炜刘兆东黎春梅郑洪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610213

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以... 详细信息

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

关键词：丧失交流电源丧失最终热阱先进压水堆应对措施

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安全壳大空间内氢气分层行为的模型研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 155-159页

作者：彭程邓坚上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 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

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比... 详细信息

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比较,验证了该模型的合理性,可为后期耦合安全壳内蒸汽冷凝行为影响下的氢气分布理论模型的开发提供辅助支撑;同时,通过将其应用于CAP1400缩比安全壳模型中典型氢气行为的研究发现,在容器轴向位置可能形成轻质气体积聚区、浓度梯度区及滞止区,该结果与国际基准实验(ISP47)的相关发现一致。

关键词：氢气分布氢气分层安全壳模型

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粗糙度对铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热影响的实验研究

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工程热物理学报 2021年第9期42卷 2378-2382页

作者：王泽锋陈仕龙邓坚张勇刘余熊进标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成都610213 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

铁铬铝作为事故容错燃料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不同粗糙度的铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热行为,通过一维导热反问题求解计算铁铬铝的表面热... 详细信息

铁铬铝作为事故容错燃料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不同粗糙度的铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热行为,通过一维导热反问题求解计算铁铬铝的表面热流密度和温度,分析了液体过冷度和粗糙度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,铁铬铝的骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大。铁铬铝表面的膜态沸腾换热与粗糙度无关,最小膜态沸腾温度受表面亲水性影响显著。

关键词：事故容错燃料粗糙度骤冷行为最小膜态沸腾温度

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“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 146-150页

作者：杨戴博李昆黎刚万波李丹翁小惠韦文彬左思源曾凤梅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

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程... 详细信息

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于“华龙一号”全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。

关键词：华龙一号堆芯中子通量测量系统自给能中子探测器信号处理柜控制柜

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各向异性散射截面对快堆敏感性系数计算影响研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 48-54页

作者：王冬勇马续波朱润泽张斌彭星杰王连杰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 华北电力大学核科学与工程学院北京102206

快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的... 详细信息

快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动^(238)U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑^(56)Fe高阶非弹性散射截面的扰动,会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%,而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后,自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好,最大偏差不超过3.22%,同时^(238)U的弹性散射反应道和^(56)Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此,快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响,同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确,针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行,计算精度同国际同类程序的计算精度相当。

关键词：敏感性系数快能谱反应堆各向异性散射不确定度分析

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TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 69-74页

作者：钱立波余红星孙玉发邓坚陈伟刘余杜思佳沈丹红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

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO... 详细信息

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料(M3)芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料(FCM)的等效导热系数。

关键词： TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型

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核级阀门阀体壁厚优化设计与验证研究

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化工机械 2022年第4期49卷 676-682页

作者：谭鑫谭术洋周宁王磊李毅艾阳苏舒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

为实现高温高压阀门阀体小型化、轻量化的目标,针对目前阀体壁厚设计存在较大安全裕量的问题,在不突破现有规范的前提下,提出基于磅级计算的薄壁圆筒壁厚设计方法,以高温高压Y型电磁阀阀体为研究对象,开展阀体壁厚设计,并通过模拟分析... 详细信息

为实现高温高压阀门阀体小型化、轻量化的目标,针对目前阀体壁厚设计存在较大安全裕量的问题,在不突破现有规范的前提下,提出基于磅级计算的薄壁圆筒壁厚设计方法,以高温高压Y型电磁阀阀体为研究对象,开展阀体壁厚设计,并通过模拟分析和试验验证该方法的可行性。结果表明,与传统方法相比,使用磅级计算的设计方法可使阀体壁厚减薄约15%,且阀体强度满足设计要求。

关键词：核级阀门阀体壁厚高温高压应力分析优化设计试验验证

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高温热管传热传质数值模型研究综述

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核科学与工程 2022年第5期42卷 1093-1113页

作者：田智星刘余王成龙郭凯伦张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安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四川成都610213

高温热管由于工作温度高、传热效率高、安全可靠等优点,具有广阔的应用前景。高温热管内发生的传热传质现象可分为三种基本类型:(1)蒸气区的蒸气流动;(2)吸液芯内工质熔化及液体流动;(3)气-液两相的相互作用。本文针对高温热管运行瞬态... 详细信息

高温热管由于工作温度高、传热效率高、安全可靠等优点,具有广阔的应用前景。高温热管内发生的传热传质现象可分为三种基本类型:(1)蒸气区的蒸气流动;(2)吸液芯内工质熔化及液体流动;(3)气-液两相的相互作用。本文针对高温热管运行瞬态、冷冻启动、传热极限等过程,总结了目前的高温热管数值模型及方法,包括集总参数法、热阻网络模型、一维瞬态模型、二维瞬态模型、吸液芯工质熔化模型、蒸气区稀薄蒸气模型、传热极限模型等,综合评价已有的热管数值模型,指导热管模型的选择和应用。

关键词：高温热管传热传质数值模型

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