检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第5期34卷 118-123页

作者：蒋孝蔚余红星孙玉发黄代顺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

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM... 详细信息

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。

关键词：非能动安全壳冷却系统冷凝蒸发扩散层模型

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华龙一号调试首堆试验研究与设计

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核动力工程 2019年第5期40卷 184-186页

作者：黄宗仁刘昌文赖建永李峰王啸宇李燕李海颖冷贵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

介绍了国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新... 详细信息

介绍了国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。

关键词：华龙一号调试首堆试验研究与设计

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模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯概念设计优化

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核动力工程 2023年第6期44卷 1-8页

作者：娄磊王连杰陈长赵晨周冰燕严明宇马党伟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

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能,进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性,对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究,发现当堆芯功率提升至一定水平时,堆芯的增殖优势在规定寿期内不... 详细信息

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能,进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性,对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究,发现当堆芯功率提升至一定水平时,堆芯的增殖优势在规定寿期内不能得到充分释放。基于此现象,对模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯的概念设计进行优化,基于堆芯功率水平和寿期,选择合适的栅距棒径比和燃料芯体有效密度,通过调整单位体积内的铀装量和235U装量调整堆芯的增殖性能,最终使堆芯反应性变化与堆芯功率、寿期基本匹配,寿期内堆芯反应性几乎不发生变化。优化后降低了堆芯反应性控制难度,充分利用了堆芯的增殖性能,同时合理的栅距棒径比为堆芯热工分析提供了安全和设计裕量,有效提高了堆芯的经济性和安全性。

关键词：铅基铀锆合金增殖燃料芯体密度栅距棒径比

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华龙一号核电机组运行图优化研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 242-247页

作者：崔怀明蔡志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

针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分... 详细信息

针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分析和研究,提出了HPR1000核电机组运行图的优化方案,优化前后对比分析表明,优化后的运行图的允许运行范围更宽、运行效率提高且运行可靠性增强。

关键词：华龙一号(HPR1000) 运行图波动管温差过冷度余热排出系统(RHR)接入压力

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“华龙一号”CF3燃料元件辐照考验与性能分析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 130-135页

作者：张坤焦拥军陈平邢硕李国云蒲曾坪何梁范航王严培秋博文惠永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610213

CF3燃料组件是我国自主研发的大型压水堆燃料组件,其将用于“华龙一号”反应堆,支持“华龙一号”的出口。为了满足“华龙一号”反应堆的要求,在商业堆上开展了CF3先导组件的辐照考验,通过池边检查获取了燃料元件堆内数据,并基于堆内数... 详细信息

CF3燃料组件是我国自主研发的大型压水堆燃料组件,其将用于“华龙一号”反应堆,支持“华龙一号”的出口。为了满足“华龙一号”反应堆的要求,在商业堆上开展了CF3先导组件的辐照考验,通过池边检查获取了燃料元件堆内数据,并基于堆内数据进行了模型开发,建立了适用于CF3燃料元件的性能分析程序,基于此针对“华龙一号”反应堆的需求,对CF3燃料元件的性能进行了预测。分析结果表明,CF3燃料元件满足“华龙一号”反应堆设计要求。

关键词：华龙一号 CF3燃料元件辐照考验性能分析

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气冷堆用棱柱型弥散微封装燃料性能分析及优化研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 89-95页

作者：赵波李权李垣明黄永忠马强粟敏刘振海齐飞鹏马超陈浩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

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥... 详细信息

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体的棱柱型弥散微封装燃料设计方案,并基于有限元分析软件COMSOL建立了该燃料元件三维热流固耦合分析模型,初步实现了该燃料元件性能分析和优化设计。结果表明,棱柱型弥散微封装燃料元件的温度最大值位于燃料元件外侧,应力峰值位于冷却剂通道壁面,边距比为0.76~0.84、孔距比为0.68~0.75时燃料元件热应力最小。本文建立的棱柱型弥散微封装燃料性能分析方法和研究结论,可为后续该型气冷堆燃料元件设计提供指导和参考。

关键词：棱柱型弥散微封装燃料 COMSOL 热流固耦合优化

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摇摆对棒束通道自然循环流动不稳定性影响研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 262-268页

作者：程坤鲜麟冉旭周科喻娜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

为掌握摇摆条件对于自然循环流动稳定性的影响规律,本研究利用带棒束加热通道的自然循环回路实验系统,开展静态与摇摆条件下的流动不稳定性实验对比研究。实验研究发现,静态条件下棒束通道内存在的流动不稳定性为密度波型脉动(DWO),并... 详细信息

为掌握摇摆条件对于自然循环流动稳定性的影响规律,本研究利用带棒束加热通道的自然循环回路实验系统,开展静态与摇摆条件下的流动不稳定性实验对比研究。实验研究发现,静态条件下棒束通道内存在的流动不稳定性为密度波型脉动(DWO),并形成了预测低压自然循环DWO发生边界的经验关系式;摇摆条件下棒束通道内存在2种典型的两相流动不稳定类型,分别为由棒束通道在流量波动最低点产汽所引起的波谷型脉动和由波谷型脉动和DWO叠加而成的复合型脉动,并分析获得了摇摆影响下自然循环流动不稳定行为的演化规律及其不稳定边界。

关键词：流动不稳定性摇摆运动自然循环棒束通道

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三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D与FUPAC的对比验证研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 46-52页

作者：王严培刘振海齐飞鹏唐昌兵张坤周毅王鹏余霖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

为验证基于三维有限元分析平台建立的三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D在分析评价压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为方面的能力和精度,本文给出了三维FUPAC3D软件采用的热学模型、燃料棒力学模型、裂变气体释放模型以及腐蚀模型,以华龙一... 详细信息

为验证基于三维有限元分析平台建立的三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D在分析评价压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为方面的能力和精度,本文给出了三维FUPAC3D软件采用的热学模型、燃料棒力学模型、裂变气体释放模型以及腐蚀模型,以华龙一号典型燃料棒参数和运行工况作为输入参数,分别使用三维FUPAC3D软件和已工程化应用的1.5维FUPAC软件进行建模分析,并针对2种软件在芯块和包壳温度、包壳应力与应变、芯块与包壳间间隙宽度的计算结果进行对比研究。研究结果表明,FUPAC3D软件与FUPAC软件具有相当的精度,FUPAC3D软件具备压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化模拟能力。

关键词：燃料棒三维模拟对比验证

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核安全级DCS设备危险频率下的电接触摩擦学特性

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中国机械工程 2024年第11期35卷 2063-2070页

作者：王东伟李发强赵阳黄起昌汪凡雨刘滨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

为研究核安全级分布式控制系统(DCS)设备中的电接触摩擦学特性,对核安全级DCS设备的危险频率进行了评估。建立了一套球面电接触摩擦学试验装置,在危险频率下进行了一系列载流摩擦学试验,探索不同电流作用下界面摩擦磨损特性。研究结果表... 详细信息

为研究核安全级分布式控制系统(DCS)设备中的电接触摩擦学特性,对核安全级DCS设备的危险频率进行了评估。建立了一套球面电接触摩擦学试验装置,在危险频率下进行了一系列载流摩擦学试验,探索不同电流作用下界面摩擦磨损特性。研究结果表明,核安全级DCS设备的危险频率为12 Hz;在该频率下,随着输入电流从1 A增大至3 A,摩擦因数呈现先减小后增大的趋势;在大电流作用下,电接触达到失效的时长显著增长;电接触界面表现出划痕、颗粒、微裂纹、磨屑堆积和磨屑飞溅等5种特征;虽然接触区域存在一定的氧化产物,但是只要有足够多的接触区域实现导电通路,界面依然能够保持良好的电接触状态。

关键词：核安全级DCS 电接触摩擦磨损表面分析

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热管堆固态堆芯典型栅元设计优化

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核动力工程 2021年第6期42卷 87-92页

作者：黄永忠李垣明李文杰李权柴晓明赵波唐昌兵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

热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大,本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型,对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结... 详细信息

热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大,本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型,对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结果表明,尽管高热导率的液态钠填充装配间隙能够有效降低燃料包壳和芯块温度,但热应力反而可能增大;圆管插入液态钠方案的热力学性能最优;固态堆芯方案中,六角管拼接氦气填充方案的热力学性能最优。

关键词：固态堆芯热管燃料元件热力耦合优化分析

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