检索结果-内蒙古大学图书馆

质量与可靠性 2022年第4期 59-66页

作者：彭浩张旭郭兴坤胡清仁武有光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

以核安全级分散控制系统(Distribute Control System,DCS)为代表的核电厂仪控设备具有系统架构复杂、实现功能多、可靠性要求高的特点。利用基于模型的系统工程(Model-Based Systems Enginerring,MBSE)的方法,从需求分析、架构设计、详... 详细信息

以核安全级分散控制系统(Distribute Control System,DCS)为代表的核电厂仪控设备具有系统架构复杂、实现功能多、可靠性要求高的特点。利用基于模型的系统工程(Model-Based Systems Enginerring,MBSE)的方法,从需求分析、架构设计、详细设计、系统确认等阶段,使用系统建模语言(Systems Modeling Language,SysML)模型重构核安全级DCS架构及所实现功能的模型。通过将SysML建模软件Rhapsody与其他工业设计软件结合,构建完整流程的自动化设计体系,提高了设计效率和准确率。

关键词： MBSE 核安全级DCS 系统设计

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三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制

三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制

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作者：陈宇朱加良徐涛浙江伦特机电有限公司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

反应堆主冷却剂温度反映了堆芯功率和冷却状态，用于堆芯保护、功率控制等重要功能，直接影响核电厂的安全性和经济性，是十分重要的安全关键参数。三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量，主管道直接测温面临高温、高... 详细信息

标准号: 2300120012

反应堆主冷却剂温度反映了堆芯功率和冷却状态，用于堆芯保护、功率控制等重要功能，直接影响核电厂的安全性和经济性，是十分重要的安全关键参数。三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量，主管道直接测温面临高温、高压、高辐照、强冲刷、振动等恶劣环境条件下复杂温度场长期稳定测量的重大技术难题，仅美国、法国等少数国家掌握了主管道直接测温技术。为满足中国核电建设需要及核电出口的需求，主管道直接测温技术必须完全立足国内自主研发，解决上述重大技术难题。在中核集团重点科技专项支持下，中国核动力研究设计院和浙江伦特机电有限公司共同开展了“三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制”项目，取得主管道直接测温关键技术的重大突破，研发综合性能优良的反应堆主冷却剂温度测量系统并实现自主供货。项目负责人为中国核动力研究设计院设计研究所四室主任何正熙和浙江伦特机电有限公司总经理吴方亮，在他们的共同领导下，项目研发团队通力协作，确保项目研发顺利完成。2020年10月，项目科技成果经专家鉴定，总体技术达到国内领先、国际先进水平，解决了出口受限难题，具有良好的社会效益和经济效益。同时，成果获得2021年度中国仪器仪表学会科技进步奖二等奖。从2012年至2017年，团队历经5年产学研攻关，在基础理论、计算方法、结构设计和制造工艺等方面取得重大创新，针对主管道热段冷却剂流体热分层的问题，通过流场理论分析揭示流体分层规律，构建温度测量拓扑结构，设计多通道混流装置，提出多点融合测量和基于平均温度偏置的容错算法，将热段分层影响降低一个数量级，控制到1 ℃左右，达到国际先进水平。针对主管道直接测温用快响应温度计强度和快速响应矛盾的问题，开展流固热强耦合场温度快响应技术研究，提出基于有限元法的强度传热迭代设计方法，研发适用于高温高压高流速冷却剂的双冗余快响应温度测量技术，温度测量响应时间优于3.5 s，在当前国际水平4 s的基础上提升了0.5 s，处于国际领先水平。

关键词：核电厂安全反应堆主冷却剂结构设计

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应用于我国先进核电厂场外应急的概率论通用准则研究

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核标准计量与质量 2022年第2期 2-9页

作者：于红程诗思吴怡睿夏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四川成都610213

二级概率论安全分析(PSA)的结果应作为核电厂场外应急规定的技术输入,但我国还未对其验收准则做出明确要求。通过对美国、法国、加拿大、芬兰和俄罗斯5个国家二级概率论安全准则(PSC)制定目的、设定度量、放射性物质特定释放指定方式和... 详细信息

二级概率论安全分析(PSA)的结果应作为核电厂场外应急规定的技术输入,但我国还未对其验收准则做出明确要求。通过对美国、法国、加拿大、芬兰和俄罗斯5个国家二级概率论安全准则(PSC)制定目的、设定度量、放射性物质特定释放指定方式和数值的对比分析,按照国际原子能机构(IAEA)核电厂安全评价与验证的有关规定,提出了应用于我国先进核电厂场外应急的概率论通用准则(PGC),作为通过二级PSA论证取消或简化场外应急安排正当性的验收准则。

关键词：应急安排概率论安全准则通用准则概率论应急计划区防护行动

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锆合金包壳脆化失效准则现状研究

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科技视界 2022年第9期 5-10页

作者：罗跃建钱立波许幼幼孙洪平张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四川成都610213

在失水事故高温条件下,将发生水蒸气与锆合金的氧化反应,所形成的氧化层中的氧原子向锆合金内部扩散,将导致锆包壳内部金属层塑性降低,脆性增强,达到一定程度后将引起包壳失效,堆芯几何丧失、裂变产物释放等严重事故。自20世纪60年代,Wi... 详细信息

在失水事故高温条件下,将发生水蒸气与锆合金的氧化反应,所形成的氧化层中的氧原子向锆合金内部扩散,将导致锆包壳内部金属层塑性降低,脆性增强,达到一定程度后将引起包壳失效,堆芯几何丧失、裂变产物释放等严重事故。自20世纪60年代,Wilson和Barnes首次发现包壳高温氧化下的脆化失效以来,科研工作者进行了大量的脆化失效试验研究。文章在此基础上,完成了包壳脆化失效现状分析,包括包壳脆化机理、Zr-Sn系包壳脆化失效、Zr-Nb系包壳脆化失效、近期高燃耗下包壳脆化失效、近期包壳脆化失效准则合理建议等几个主要部分,可以为新型包壳脆化失效准则制定提供参考。

关键词：锆包壳高温氧化脆化失效准则

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干涸型临界热流密度机理模型开发与科学验证

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科技视界 2022年第33期 74-79页

作者：宋功乐王啸宇邓坚秦豪梁禹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

文章开发了一种干涸型临界热流密度机理模型,以亥姆霍兹相界面稳定性作为Dryout型CHF发生的判据,并以此推导出了CHF发生时的汽相速度表达式。根据液膜厚度求得的CHF值应与根据亥姆霍兹临界稳定时求得的CHF值相同,因此引入了液膜厚度计... 详细信息

文章开发了一种干涸型临界热流密度机理模型,以亥姆霍兹相界面稳定性作为Dryout型CHF发生的判据,并以此推导出了CHF发生时的汽相速度表达式。根据液膜厚度求得的CHF值应与根据亥姆霍兹临界稳定时求得的CHF值相同,因此引入了液膜厚度计算的经验关系式,并以此与亥姆霍兹临界稳定时对应的汽相速度进行迭代计算获得收敛的CHF值。该模型计算速度快,且通过改变液膜计算公式及触发Dryout现象时的汽相速度表达式,可应用于不同的研究对象和工况范围,可移植性较强。通过与文献中已有实验数据对比验证,该模型在宽参数范围内的平均误差为30%,充分证明了该模型的正确性。

关键词： Dryout CHF 亥姆霍兹不稳定性机理模型

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考虑控制棒燃耗效应的微观燃耗方法研究

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科技视界 2024年第11期14卷 46-50页

作者：杨杰伟李云召刘勇肖鹏王帅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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

控制棒长期处于堆芯内参与反应性控制需要考虑其燃耗效应,文章基于组件均匀化的两步法计算框架,通过分材料区的均匀化及燃耗模型计算获得燃料区和控制棒区的均匀化少群微观截面和核数密度,在堆芯层面独立地求解两区的燃耗方程,提出可考... 详细信息

控制棒长期处于堆芯内参与反应性控制需要考虑其燃耗效应,文章基于组件均匀化的两步法计算框架,通过分材料区的均匀化及燃耗模型计算获得燃料区和控制棒区的均匀化少群微观截面和核数密度,在堆芯层面独立地求解两区的燃耗方程,提出可考虑控制棒燃耗效应的微观燃耗方法。针对3×3栅元问题对改进的微观燃耗方法开展验证。数值结果表明,考虑控制棒燃耗效应的微观燃耗方法可模拟控制棒燃耗与移动效应,但对于复杂的控制棒移动下燃耗过程,需要精确的控制棒微观截面计算才能获得较高的计算精度。

关键词：微观燃耗方法控制棒燃耗分材料区均匀化分材料区燃耗

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基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理策略研究

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核科学与工程 2025年第1期45卷 30-35页

作者：李天涯刘同先陈亮王晨琳何彩云吴昱玖蔡云廖鸿宽肖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核总核动力研究设计工程有限公司

在核电厂中，燃料组件价格昂贵，往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此，如何在满足电力系统能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本，是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯... 详细信息

在核电厂中，燃料组件价格昂贵，往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此，如何在满足电力系统能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本，是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理方法，针对24个月换料周期机组，建立一个浅燃耗燃料组件数据库，然后，从数据库中选择与目标18个月换料周期机组燃料组件在主要结构尺寸及设计特征上具有兼容性的燃料组件，最后，评估并选择最佳的浅燃耗燃料组件，将其装载入18个月换料周期的机组中。这种方法可以显著提高燃料利用率，降低单位能量成本，从而提高核电厂的经济性。

关键词：群堆管理长周期堆芯燃料管理核电厂

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自然循环U型管蒸汽发生器管内倒流受管长影响的理论研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 23-27页

作者：王一浒卢川丛腾龙陈衣然辛素芳黄慧剑徐良剑巫英伟西安交通大学核科学与技术学院西安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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分... 详细信息

自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象,这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线,获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系,并利用系统分析程序RELAP5进行数值验证,验证结果表明:当管长增加时,临界压降呈先减后增的趋势,即小型的UTSG的最短U型管先出现倒流,而大型的UTSG最长管先出现倒流。所得结论解释了不同的仿真模拟研究得到的倒流管的分布不同的现象,为UTSG管内倒流及其管空间分布的预测提供理论依据。

关键词： U型管蒸汽发生器(UTSG) 倒流 RELAP5 流动不稳定判别准则

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长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

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原子能科学技术 2021年第5期55卷 873-880页

作者：夏羿谢金森徐士坤于涛姚磊邓年彪李满仓南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳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四川成都610213

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了... 详细信息

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了颗粒弥散可燃毒物不同颗粒半径和填充份额对组件中子学特性的影响。结果表明,颗粒弥散可燃毒物能实现长期稳定的反应性控制,其中BISO含硼弥散颗粒符合长寿期压水堆低硼运行的要求,适合作为长寿期压水堆的候选可燃毒物进行下一步研究。

关键词：长寿期压水堆可燃毒物 BISO颗粒低硼运行

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自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 192-197页

作者：赵鹏程衣峰余红星石巍王天石夏榜样陈宝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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国科学技术大学工程与应用物理系合肥230027

以欧洲压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配... 详细信息

以欧洲压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。

关键词：蒸汽发生器自然循环 U型管倒流流量分配

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