检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2018年第6期38卷 1002-1007页

作者：郭亚平宋英明卢川付孟婷张泽寰南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610213

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速... 详细信息

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方法计算退役辐射场。对多点源辐射场模型计算结果表明,蒙卡-点核耦合计算比单一点核方法计算误差精度提高约1～2个数量级,相比于单一的蒙特卡罗计算可节约几十倍的时间;同时,蒙卡-点核耦合计算对体源模型的计算结果表明,耦合计算比单一的蒙卡方法计算速度提高几十倍,且最大相对误差在30%以内,计算精度较高。基于蒙卡-点核耦合计算方法,初步开发了核设施退役三维辐射场计算程序软件。

关键词：辐射场计算复杂源项蒙卡-点核耦合计算

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

引用

中国核科技报告 2004年第1期 203-209页

作者：李冬生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 610041

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍了堆芯换料设计须提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析。

关键词：压水堆核电站换料设计燃料管理安全评价启动物理试验

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的腐蚀行为研究

引用

中国腐蚀与防护学报 2024年第3期44卷 716-724页

作者：李禅王庆田杨承刚张宪伟韩冬傲刘雨薇刘智勇生态环境部核与辐射安全中心北京100082 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 北京科技大学国家材料腐蚀与防护科学数据中心北京100083

采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的... 详细信息

采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的腐蚀过程基本由电化学活化控制。温度对原始、敏化和固溶等组织状态下的904L不锈钢的耐腐蚀性能有很大影响,随温度升高,电化学反应极化电阻降低,钝化区变窄,腐蚀电位下降,3种组织状态的904L不锈钢耐蚀性均急剧降低。3种组织状态的904L不锈钢在模拟核电一回路环境中均存在一定SCC敏感性。表面腐蚀产物膜内层为均匀较薄的黑色腐蚀产物,外层为尺寸较大的颗粒状白色腐蚀产物。敏化组织的904L不锈钢SCC敏感性最高,固溶处理能降低其SCC敏感性。

关键词：超级奥氏体不锈钢应力腐蚀电化学特性一回路核电

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

CNP1500核电站堆芯燃料管理研究

引用

中国核科技报告 2005年第1期 164-173页

作者：李冬生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610041

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470... 详细信息

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470有效满功率天,各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值;各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子FΔH都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55 000 MW.d/tU;各循环寿期末停堆裕量满足设计准则;低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。叙述了CNP1500核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

关键词：燃料管理慢化剂温度系数功率分布停堆裕量

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

碳钢塑性变形对增量磁导率信号的影响

引用

中国机械工程 2018年第14期29卷 1653-1660页

作者：李丽娟解社娟陈洪恩陈玲莉何曼如陈振茂西安交通大学机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049 西安交通大学陕西省无损检测与结构完整性评价工程技术研究中心西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值... 详细信息

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值模拟方法研究了材料剩磁和矫顽力两个因素分别对增量磁导率信号曲线的影响。结果表明,材料剩磁和矫顽力会影响增量磁导率信号曲线的峰峰距、峰值和过零点等特征参数。研究结果对塑性变形的定量无损评价具有参考意义。

关键词：增量磁导率无损评价塑性变形剩磁矫顽力

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

模块式小型堆反应堆压力容器内支承环和筒体焊接残余应力数值计算

引用

电焊机 2019年第7期49卷 1-6页

作者：邱阳罗英杨敏陈海波邱天杨立才王昫心郑浩吴昊中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室

通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型堆反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为... 详细信息

通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型堆反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为压缩应力;焊缝区域环向应力为基本拉伸应力,上下表面区域应力大于内部环向应力,峰值拉伸环向应力出现在距表面一定深度位置;最小环向及径向应力在焊缝中心线上的位置由模拟件第二步焊接工序完成后的焊缝金属高度决定;由于第一步和第二步焊接后模拟件刚度足够大,第一步焊接的焊缝金属表面位置处应力变化较大。

关键词：模块式小型堆反应堆压力容器支承环筒体焊接残余应力数值模拟有限元法

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

一种基于系统功能模型的核电厂报警分析方法

引用

仪器仪表用户 2019年第10期26卷 73-77页

作者：李伟青先国王官勇唐涛黄奇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

由异常工况引发的雪崩式报警是困扰核电厂主控制室操纵员的一个主要问题。本文提出了一种基于多层流模型的系统功能建模方法,用于进行智能化报警分析。该方法利用报警传播对未被传感器测量的功能状态进行预测,并以此为基础进行报警分类... 详细信息

由异常工况引发的雪崩式报警是困扰核电厂主控制室操纵员的一个主要问题。本文提出了一种基于多层流模型的系统功能建模方法,用于进行智能化报警分析。该方法利用报警传播对未被传感器测量的功能状态进行预测,并以此为基础进行报警分类,从大量报警事件中识别结果性报警。结果性报警可以根据报警的优先级和重要性进行抑制,从而有效减少最终提示给操纵员的报警数量。

关键词：报警系统过程建模因果分析核电厂

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

泡核沸腾两相CFD模拟的参数敏感性分析与模型验证

引用

核科学与工程 2018年第2期38卷 194-203页

作者：彭伟頔郑乐乐卢川熊进标李松蔚程旭上海交通大学核科学与工程学院上海200240 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610213

预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升... 详细信息

预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升流均匀加热圆管实验进行模拟。经过敏感性分析,找出对空泡份额、气体速度、液体温度和气泡直径四个物理量的径向分布以及轴向壁面温度分布有显著影响的模型参数。基于一组实验数据,通过调整关键模型参数重新标定了相间作用模型,并将标定过的计算模型应用到其他工况验证其适用性,得到了较好的结果。本研究为后续将两相CFD计算应用于DNB型CHF的预测打下了基础。

关键词：泡核沸腾两相CFD计算 DEBORA实验敏感性分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

影响快响应电阻温度计响应时间的关键因素分析

引用

自动化仪表 2019年第6期40卷 122-126页

作者：陈静何正熙陈柯朱加良何鹏徐涛李红霞李小芬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

响应时间是快响应电阻温度计的一个关键指标。电阻温度计的结构和材料均会影响响应时间。通过对电阻温度计热传导瞬态过程的分析,开展电阻温度计响应时间关键因素研究,研究了热电阻温度计的材质、结构及尺寸等因素对热传导瞬态过程的影... 详细信息

响应时间是快响应电阻温度计的一个关键指标。电阻温度计的结构和材料均会影响响应时间。通过对电阻温度计热传导瞬态过程的分析,开展电阻温度计响应时间关键因素研究,研究了热电阻温度计的材质、结构及尺寸等因素对热传导瞬态过程的影响规律,以掌握影响电阻温度计响应时间的关键参数,为后续确定电阻温度计及其套管结构提供理论依据。该研究可用于指导电阻温度计及其套管的材料选择和结构、尺寸设计,提高电阻温度计的响应时间。

关键词：电阻温度计温度响应响应时间关键因素物理模型数学模型

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

光纤传感技术在核电厂的应用研究

引用

自动化仪表 2019年第6期40卷 132-136页

作者：向美琼刘艳阳青先国吴茜王雪梅邓志光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

对光纤传感技术的优势、原理、分类、发展趋势、已有应用作了分析。光纤传感器具有抗电磁干扰、耐事故能力强、小型化、精度高等优点,已应用于各行各业,但在核领域还没有应用。国外对光纤传感器在核电厂的应用研究起步早,得出了很多重... 详细信息

对光纤传感技术的优势、原理、分类、发展趋势、已有应用作了分析。光纤传感器具有抗电磁干扰、耐事故能力强、小型化、精度高等优点,已应用于各行各业,但在核领域还没有应用。国外对光纤传感器在核电厂的应用研究起步早,得出了很多重要结论;而国内研究晚,研究内容少。结合核电厂的过程参数测量需求与光纤传感器的优势,拟出了光纤传感器在核电厂的应用路线,提出了采用光纤传感器对堆芯温度、中子通量、一回路温度、压力、流量、液位、管道泄漏和安全壳温度、压力、辐射、湿度、氢气浓度等参数进行测量的全光系统解决方案。分析了限制光纤传感器在核电厂应用的最大因素,即光纤的辐照损伤效应。提出了几点辐照加固措施,为后期研究光纤传感器在核电厂的应用提供了思路。

关键词：光纤传感器全光系统本质安全核电厂过程测量辐照损伤辐照加固

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：