检索结果-内蒙古大学图书馆

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在熔融锆中溶解失效的准则。以FPT-0实验结果验证后发现该失效准则可以较准确地预测包壳氧化层的溶解失效。为增加该准则在严重事故计算程序中的适用性,在燃料棒设计结构一定的条件下,进一步将该准则量化为温度的函数,分析表明包壳氧化程度和燃料棒温度上升速率是影响包壳氧化层失效温度的主要因素。利用该失效准则可以同时获得包壳氧化层失效后再定位的熔融物的质量及成分含量。

关键词：失效准则包壳氧化溶解动力学严重事故

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基于Galerkin Nodal方法的升潜条件对并联通道流动不稳定性影响分析研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 102-107页

作者：申亚欧陈伟丁书华钱立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610041

针对矩形并联通道,基于Galerkin Nodal法建立了升潜条件下并联通道流动不稳定性分析集总参数模型,包括静止条件下并联通道流动不稳定性模型和升潜条件附加力模型,并基于此模型分析了升潜条件下并联通道流动不稳定性的影响。分析结果表明... 详细信息

针对矩形并联通道,基于Galerkin Nodal法建立了升潜条件下并联通道流动不稳定性分析集总参数模型,包括静止条件下并联通道流动不稳定性模型和升潜条件附加力模型,并基于此模型分析了升潜条件下并联通道流动不稳定性的影响。分析结果表明:升潜幅值对并联通道流动不稳定性影响不明显。当升潜加速度频率与系统脉动频率差别较大时,升潜加速度频率对界限功率影响不大;当升潜加速度频率与系统脉动频率相近时,会显著降低系统界限功率;当系统处于非对称工况时,升潜条件的影响将显著增强。

关键词：并联通道流动不稳定性升潜条件

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龙腾安全级DCS平台方案设计

龙腾安全级DCS平台方案设计

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中国核学会2015年学术年会

作者：罗炜刘宏春周继翔冯威朱攀肖鹏李谢晋许东芳俞赟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

安全级DCS是核电站重要的安全系统,其主要功能是监测与反应堆安全有关的重要参数,确保发生基准设计工况和超基准设计工况时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施,限制事故的发展和减轻事故后果,以保证反应堆、核电站设备及人员的安全... 详细信息

安全级DCS是核电站重要的安全系统,其主要功能是监测与反应堆安全有关的重要参数,确保发生基准设计工况和超基准设计工况时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施,限制事故的发展和减轻事故后果,以保证反应堆、核电站设备及人员的安全,防止放射性物质向周围环境释放。本文通过分析安全级DCS系统功能、核电厂仪控系统需求同时依据相应的法规、标准和导则的要求提出龙腾安全级DCS系统平台结构方案。

关键词：龙腾安全级平台方案反应堆保护系统

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压水堆核电厂——回路水化学优化分析

压水堆核电厂——回路水化学优化分析

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中国核学会2015年学术年会

作者：谢杨王亮李毅张玉龙易经纬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

为满足压水堆核电厂向延长换料周期、增加堆功率、加严剂量控制、减少换料周期及运行成本等方向发展的需求,一回路水化学工况的运行优化日益重要。本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,总结了压水堆核电厂... 详细信息

为满足压水堆核电厂向延长换料周期、增加堆功率、加严剂量控制、减少换料周期及运行成本等方向发展的需求,一回路水化学工况的运行优化日益重要。本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,总结了压水堆核电厂一回路水化学优化的趋势,并分析了其优化的原因及其产生的影响,可为国内核电厂一回路水化学运行优化提供指导,同时也为一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考。

关键词：水化学优化一回路压水堆

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UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 84-86页

作者：陈平刘振海李文杰邢硕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

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循... 详细信息

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。

关键词： UO2混合芯块锆合金包壳涂层燃料性能分析

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ACP100净化模块多目标运行优化研究

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世界科技研究与发展 2016年第6期38卷 1249-1252,1286页

作者：易经纬王亮谢杨赫荣辉杨钊宋波中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610213

模块化小型堆(ACP100)的化学和容积控制系统净化模块是一个典型的多工况、多目标的系统模块。为了寻找化学和容积控制系统净化模块最优的调试/运行参数,本文构建了净化模块的热工水力模型和多工况、多目标优化模型,提出了考虑不同工况... 详细信息

模块化小型堆(ACP100)的化学和容积控制系统净化模块是一个典型的多工况、多目标的系统模块。为了寻找化学和容积控制系统净化模块最优的调试/运行参数,本文构建了净化模块的热工水力模型和多工况、多目标优化模型,提出了考虑不同工况下泵流量和净化流量的目标函数和优化评价指标——综合偏离率。利用所构建的模型,以泵的小流量、模块初始净化流量为优化变量,对净化模块在寿期内的运行进行单因素分析和多目标优化分析。通过分析发现,在单因素优化条件下不存在一个在各种工况和各目标下均最优的调试点,但是多目标分析表明,在初始净化流量约为设计点的1.09倍、泵的小流量约为设计点的1.5倍时,全寿期运行的综合偏离率能从额定设计点的7.0%降至1.5%以下。敏感性分析也表明模型的多目标分析结果具有较好的适用性。

关键词：净化模块运行多目标优化模型评价指标

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反应堆压力容器事故排气系统设计与分析研究

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科技视界 2016年第13期 33-34,72页

作者：赖建永任云张玉龙曾畅王保平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

事故过程中,压水堆核电厂反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。新一代的核电厂设计针对该问题提出了一系列的应对措施。反应堆压力容器事故排气系统可在事故后排出压力容器顶部的不可凝气体,有利于事故的缓解... 详细信息

事故过程中,压水堆核电厂反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。新一代的核电厂设计针对该问题提出了一系列的应对措施。反应堆压力容器事故排气系统可在事故后排出压力容器顶部的不可凝气体,有利于事故的缓解。本文详细描述了事故排气系统的设计要求和设计方案,并利用流体分析软件flowmaster对系统设计方案进行了分析,确定了系统设计参数。

关键词：压水堆核电厂排气 flowmaster

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主泵轴承上部漏油原因分析研究

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核动力工程 2015年第6期36卷 150-153页

作者：段永强王岩蒋小毛余红星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610041

反应堆冷却剂泵(主泵)推力轴承与径向轴承上部在出厂试验期间发生润滑油泄漏。以主泵轴承结构为依据,应用三维建模软件建立轴承上部润滑油泄漏流动区域三维实体模型,使用计算流体力学软件(CFX软件)获得润滑油的泄漏流量和压力分布。数... 详细信息

反应堆冷却剂泵(主泵)推力轴承与径向轴承上部在出厂试验期间发生润滑油泄漏。以主泵轴承结构为依据,应用三维建模软件建立轴承上部润滑油泄漏流动区域三维实体模型,使用计算流体力学软件(CFX软件)获得润滑油的泄漏流量和压力分布。数值计算结果表明:漏油成因为甩油环设计不合理,回油孔径太小,浮动密封安装间隙值过大。最后提出设计改进方案并在试验中进行验证。

关键词：主泵轴承润滑油泄漏改进措施

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ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

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核动力工程 2015年第6期36卷 56-60页

作者：关仲华向清安陈彬余红星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

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 详细信息

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。

关键词：堆芯熔融物压力容器内滞留风险导向事故分析方法

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