检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第S1期34卷 132-135,144页

作者：刘向红罗毓珊王海军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 西安交通大学多相流国家重点实验室西安710049

以核电厂反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)传水管后管线所产生的振动问题为背景,根据工程实际参数,在不同流量、背压相同条件下,开展孔板单个局部阻力件诱发流体扰动产生的脉动压力激励和管道振动的试验。对管线的流场和压力场进... 详细信息

以核电厂反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)传水管后管线所产生的振动问题为背景,根据工程实际参数,在不同流量、背压相同条件下,开展孔板单个局部阻力件诱发流体扰动产生的脉动压力激励和管道振动的试验。对管线的流场和压力场进行数值模拟,尤其是孔板的流动状况,并将模拟计算结果与试验结果进行分析比较。研究认为,随孔板节流度的增大,能谱增大。在没有其他激励源干扰的条件下,随流量增大,流体扰动增强,压力脉动的谱幅值增大。

关键词：流致振动孔板压力脉动数值模拟

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基于格林函数节块法的物理与热工-水力耦合方法研究

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原子能科学技术 2013年第2期47卷 266-270页

作者：赵文博姚栋王侃清华大学工程物理系北京100084 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610041

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分... 详细信息

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分布,耦合另一个COBRA-Ⅳ程序模块,进行热组件子通道分析得到安全参数。对NEACRP-L-335C1弹棒基准问题的计算表明,NCC程序的计算结果与参考结果符合很好,说明程序计算正确,可用于评估事故结果。

关键词：时空动力学格林函数节块法热工一水力功率重构安全参数

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等效天然铀燃料混合比计算方法研究

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原子能科学技术 2013年第B06期47卷 132-136页

作者：黄世恩郑继业王连杰魏彦琴李庆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610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于一阶微扰理论,采用合理假设与近似,研究了等效天然铀(NUE)燃料的回收铀(RU)和贫铀(DU)混合比计算方法,确保了NUE燃料与天然铀(NU)燃料之间的等效。所采用的混合比计算方法精确考虑了微观截面随燃耗的变化。在此基础上,开发了ALPHA... 详细信息

基于一阶微扰理论,采用合理假设与近似,研究了等效天然铀(NUE)燃料的回收铀(RU)和贫铀(DU)混合比计算方法,确保了NUE燃料与天然铀(NU)燃料之间的等效。所采用的混合比计算方法精确考虑了微观截面随燃耗的变化。在此基础上,开发了ALPHA计算程序,并将其与WIMS-AECL程序一起组成了适用于重水堆NUE燃料混合比计算的程序系统。数值验证表明,该程序系统能准确求解NUE燃料混合比。

关键词：等效天然铀燃料混合比中子学等效 ALPHA程序

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超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

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核动力工程 2013年第1期34卷 78-82页

作者：党高健黄代顺鲁剑超高颖贤单建强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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、... 详细信息

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 双流程堆芯大破口失水事故 APROS

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WER-1000型反应堆停堆及临界模式优化研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 80-83页

作者：卢宗健刘同先王金雨吴磊于颖锐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

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆... 详细信息

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化.

关键词： VVER-1000 停堆及临界模式优化研究

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摇摆运动下窄矩形通道单相瞬变流动时均阻力特性研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 51-54,60页

作者：谭思超王占伟兰述张虹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 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

对摇摆运动下窄矩形通道低流速单相瞬变流动时均阻力特性进行实验研究。实验工质为去离子水,窄矩形通道当量直径为5.39 mm,雷诺数范围为800～20000,瞬变流动流量相对波动幅度超过30%。通过2种方法计算得到摇摆运动条件下流动时均阻力系... 详细信息

对摇摆运动下窄矩形通道低流速单相瞬变流动时均阻力特性进行实验研究。实验工质为去离子水,窄矩形通道当量直径为5.39 mm,雷诺数范围为800～20000,瞬变流动流量相对波动幅度超过30%。通过2种方法计算得到摇摆运动条件下流动时均阻力系数。分析结果表明:使用不同的方法计算得出的时均阻力系数在层流区的变化规律不同,不同的方法表征不同的物理意义。若先根据达西公式求瞬时阻力系数再对其求时均值,该时均值表征时均粘性耗散;而采用先求压差、流速均值后再根据达西公式计算阻力系数时,该阻力系数表征时均摩擦阻力压降。

关键词：摇摆运动单相流动矩形窄通道时均阻力系数

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超临界水冷堆系统分析程序开发

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核动力工程 2013年第1期34卷 92-96页

作者：吴攀党高健苟军利单建强姜杨张博李翔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610041

详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程... 详细信息

详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程序APROS基本一致,对西屋公司SCWR非能动冷却剂系统的事故分析结果同RELAP5-3D程序的结果基本一致,计算结果可靠性较高,具备对SCWR进行事故分析的能力。

关键词：超临界水堆系统分析程序非能动安全系统失水事故

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环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计

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核动力工程 2013年第1期34卷 15-18页

作者：夏榜样赵传奇曹良志李庆李翔李满昌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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千... 详细信息

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千瓦环形元件超临界水冷堆CSR1000A,并给出了卸料燃耗、冷却剂出口温度及最大燃料包壳温度等关键参数。

关键词：环形燃料元件超临界水冷堆概念设计

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SCDAP/RELAP5包壳氧化模型改进研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 32-36页

作者：余红星何晓强苏光辉董正平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610041

目前,SCDAP/RELAP5采用抛物线型氧化模型模拟严重事故早期再淹没期间的包壳氧化。该模型在模拟包壳温度较高、表面水蒸气流量较小时的氧化存在不足,此外,该模型未分析包壳中氧原子的分布,对包壳失效的准确模拟有限制。本课题对抛物线型... 详细信息

目前,SCDAP/RELAP5采用抛物线型氧化模型模拟严重事故早期再淹没期间的包壳氧化。该模型在模拟包壳温度较高、表面水蒸气流量较小时的氧化存在不足,此外,该模型未分析包壳中氧原子的分布,对包壳失效的准确模拟有限制。本课题对抛物线型氧化模型和扩散氧化模型之间的区别与联系进行分析,并将扩散氧化模型植入SCDAP/RELAP5中,研究两种模型对严重事故早期再淹没现象的模拟效果。结果表明:扩散氧化模型能更好地模拟严重事故早期再淹没现象;抛物线型氧化模型是扩散氧化模型在特定条件下的简化。

关键词： SCDAP RELAP5 包壳氧化扩散再淹没

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ATRP法制备环境响应型智能膜材料的研究进展

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化工进展 2013年第12期32卷 2910-2915页

作者：李鹏飞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610041

聚(N-异丙基丙烯酰胺)(PNIPAM)作为一种常见的智能材料,同时具有温度响应特性和乙醇浓度响应特性。本文以PNIPAM聚合物为主线,着重介绍了利用原子转移自由基聚合(ATRP)法制备温度响应型、温度及pH值双重响应型、乙醇浓度响应型智能膜材... 详细信息

聚(N-异丙基丙烯酰胺)(PNIPAM)作为一种常见的智能材料,同时具有温度响应特性和乙醇浓度响应特性。本文以PNIPAM聚合物为主线,着重介绍了利用原子转移自由基聚合(ATRP)法制备温度响应型、温度及pH值双重响应型、乙醇浓度响应型智能膜材料的研究成果。其中,温度响应型智能膜主要介绍PNIPAM均聚物接枝膜;温度及pH值双重响应型智能膜主要介绍PNIPAM与pH值响应型聚合物的嵌段接枝膜;乙醇浓度响应型智能膜主要介绍PNIPAM无规共聚物接枝膜。另外,还介绍了其它响应型智能膜,包括手性分子及离子响应型接枝膜的研究成果。基于ATRP法在文中所述的优点以及在膜改性研究方面的广泛应用,相信该方法在制备环境响应型智能膜材料以及推动智能膜实际工业应用方面将扮演重要角色。

关键词：原子转移自由基聚合智能膜环境响应

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