检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 92-96页

作者：刘诗文李毅成翔边浩志曹博洋丁铭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 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管... 详细信息

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管径和倾角的减小而增大,管径12 mm、0°倾角传热管的冷凝传热系数较管径19 mm、90°倾角的冷凝传热系数最大可增加29%。在压力0.8 MPa以上,冷凝传热系数随管径的减小而减小,最大可降低18%;随倾角的减小先减小后增大,在约60°倾角时,冷凝传热系数最小。

关键词：传热管管束不凝性气体蒸汽冷凝管径倾角

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深度次临界刻棒电子学实现方法研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 86-89页

作者：罗庭芳朱宏亮高志宇包超王银丽青先国何正熙孙琦杨振雷袁航单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

为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集,研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块,通过堆上试验对关键模块特性进行了测试。结果表明,所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号... 详细信息

为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集,研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块,通过堆上试验对关键模块特性进行了测试。结果表明,所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号,脉冲信号波形宽度稳定,信噪比水平良好;所测得的高压坪特性曲线可以为探测器高压选取提供有效参考;所测得的甄别特性曲线稳定,能有效获取探测器信号中的中子成分。

关键词：深度次临界电子学堆上试验

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DMRM在LOCA整体效应实验上的应用

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核动力工程 2021年第S02期42卷 109-112页

作者：黄涛李仲春孙微邓坚丁书华刘余吴丹钱立波申亚欧杜鹏吴增辉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

基于中国核动力研究设计院自主研发的确定模型-现实方法(DMRM)的失水事故评价模型,研制了先进反应堆系统分析程序ARSAC。本文将该方法应用于大破口失水事故工况,以验证该方法的正确性及合理性。在验证过程中,首先通过敏感性分析,建立保... 详细信息

基于中国核动力研究设计院自主研发的确定模型-现实方法(DMRM)的失水事故评价模型,研制了先进反应堆系统分析程序ARSAC。本文将该方法应用于大破口失水事故工况,以验证该方法的正确性及合理性。在验证过程中,首先通过敏感性分析,建立保守的台架系统模型;在此基础上,对包壳峰值温度(PCT)影响较大的输入条件(系统压力、安全注入箱水温等)进行随机抽样,形成计算分析用到的59组工况;利用ARSAC对这些工况进行分析得到最终结果并将最终结果与实验数据进行对比,结果表明,程序计算得到的压力等参数变化与实验数据变化趋势一致,证明了ARSAC计算的正确性;DMRM得到的PCT温度明显高于实验测得值,证明了DMRM的保守性。

关键词：确定模型-现实方法(DMRM) 先进反应堆系统分析程序(ARSAC) 失水事故整体效应实验

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反应堆一回路对核主泵叶轮入流特性的影响

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排灌机械工程学报 2023年第10期41卷 973-980页

作者：黎义斌张帆郭艳磊李冬浩王秀勇王岩杨从新瞿泽晖兰州理工大学能源与动力工程学院甘肃兰州730050 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

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现... 详细信息

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现,由数值模拟得到的扬程和效率误差均在5%以内,验证了数值计算方法的正确性.在反应堆一回路中采用多孔介质模型,通过泵特性曲线与管路特性曲线的动态匹配,使得闭式系统RCP流量与额定工况值相差0.998%,扬程相差3.76%,二者误差较小,从而实现了管路阻力的动静态调节.研究结果表明:入口弯管内流动的周向对称性被破坏,其压力和速度分布呈现不均匀分布,受弯管曲率的影响,在离心力作用下产生二次流动;与均匀入流工况相比,非均匀入流工况下RCP入口处形成了一对回旋方向相反的旋涡,速度和压力的对称分布特性被破坏,且沿周向和径向的轴向速度变化均大于平均速度的80%.因此,本研究建立的数值预测方法可以为研究反应堆一回路对RCP叶轮入流特性的影响提供理论依据.

关键词：核主泵反应堆一回路入口流场非均匀入流数值模拟

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“玲龙一号”反应堆研发关键技术——堆芯设计与安全设计

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核动力工程 2021年第4期42卷 1-5页

作者：宋丹戎李庆秦冬党高健曾畅李松肖仁杰魏学栋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

模块式小型反应堆(SMR)是一种新型的核能系统。"玲龙一号"反应堆(ACP100)是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、... 详细信息

模块式小型反应堆(SMR)是一种新型的核能系统。"玲龙一号"反应堆(ACP100)是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。

关键词： “玲龙一号”反应堆(ACP100) 模块式小型反应堆(SMR) 堆芯设计安全设计

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瞬态载荷下堆芯筒体内表面半圆形轴向裂纹疲劳扩展模拟研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 1-4页

作者：石凯凯郑斌郑连纲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

为研究瞬态载荷下堆芯筒体内表面裂纹疲劳扩展,采用Zencrack软件中的裂纹块分析方法,对反应堆压力容器堆芯筒体内表面含半圆形轴向裂纹(裂纹深度d为10 mm,裂纹表面长度l为20 mm)在瞬态载荷下的裂纹形貌变化规律进行了仿真模拟研究,其中... 详细信息

为研究瞬态载荷下堆芯筒体内表面裂纹疲劳扩展,采用Zencrack软件中的裂纹块分析方法,对反应堆压力容器堆芯筒体内表面含半圆形轴向裂纹(裂纹深度d为10 mm,裂纹表面长度l为20 mm)在瞬态载荷下的裂纹形貌变化规律进行了仿真模拟研究,其中采用子程序对堆芯筒体材料的疲劳裂纹扩展速率模型进行了实现。通过仿真研究可知:材料疲劳裂纹扩展速率模型的子程序实现是分析裂纹疲劳扩展模拟的一种高效方式;裂纹块分析方法计算得到的应力强度因子与规范工程化分析方法计算得到的结果是相当的;堆芯筒体内表面初始态为半圆形的轴向裂纹,在瞬态载荷下其裂纹疲劳扩展会出现初始态裂纹椭圆化的过程。

关键词：裂纹疲劳扩展堆芯筒体半圆形轴向裂纹瞬态载荷

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HALT试验方法在数字化仪控设备研制中的应用

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核动力工程 2021年第S02期42卷 99-103页

作者：张洧川赵辉秦帆赵阳青先国陈杰何小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610213

为了解决数字化仪控设备在设计阶段无法规避其潜在故障模式,传统研制试验方法无法模拟设备在全寿命周期内的环境剖面和任务剖面,以及在研制阶段无法暴露设备部分故障模式的问题,提出对适应性精简后的某型数字化仪控设备开展高加速极限试... 详细信息

为了解决数字化仪控设备在设计阶段无法规避其潜在故障模式,传统研制试验方法无法模拟设备在全寿命周期内的环境剖面和任务剖面,以及在研制阶段无法暴露设备部分故障模式的问题,提出对适应性精简后的某型数字化仪控设备开展高加速极限试验(HALT)试验,并借鉴国外大量类似试验的统计结果和设备环境适应性要求制定了衡量故障改进必要性的应力水平范围判据;同时结合相似仪控设备应用经验反馈对试验方案进行了调整;最后结合目标设备已有的机内测试(BIT)检测手段配套开发了实时状态监测和故障分析工具,配套完成试验开展过程中的实时监测和辅助失效分析。试验结果表明,定制化调整后的试验方法可有效地暴露和复现该典型数字化仪控设备的潜在故障,可操作性较强,可应用于其他相似的仪控设备。

关键词：数字化仪控设备高加速极限试验(HALT) 间歇性故障故障改进机内测试(BIT) 试验方案改进

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熔融物堆内滞留策略分析程序CISER2.0模型解析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 119-123页

作者：刘丽莉张明邓坚余红星陈亮许幼幼罗跃健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

首先对熔融物堆内滞留策略有效性分析程序CISER2.0的模型进行了解析。CISER2.0程序包含4个3层熔融池模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、Salay&Fichot模型以及自主开发模型。对比发现,相比Esmaili&Khatib-Rahbar... 详细信息

首先对熔融物堆内滞留策略有效性分析程序CISER2.0的模型进行了解析。CISER2.0程序包含4个3层熔融池模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、Salay&Fichot模型以及自主开发模型。对比发现,相比Esmaili&Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守;而Salay&Fichot模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但在确定轻金属层成分时采用的是用户假设的方法,且认为轻金属层是在熔融池顶部自动形成的;自主研发熔融池结构模型基于事故进程计算熔融池的结构,相对Salay&Fichot模型可自动计算轻金属层成分。本文以1000 MW先进反应堆为对象,基于程序中不同的熔融池分层模型,计算了主管道冷段小破口事故后熔融物在下腔室形成的熔融池的形态。但由于本研究对象的熔融物中的不锈钢含量太少,未能形成满足Seiler模型的三层结构。另外,本文还根据计算得到的三层熔融池结构给出了压力容器外壁面的热流密度分布。结果发现,各熔融池对应层中的熔融物成分的差异导致了压力容器外侧的热流密度分布的不同。即使在将Esmaili&Khatib-Rahbar模型和Salay&Fichot模型的对应层厚度设置成基本一致的情况下,两者的热流密度分布的差异也较大。同时,与前三种模型不同,自主研发模型还给出了熔融物跌落下腔室过程中压力容器外壁面的瞬态热流密度。

关键词：严重事故堆内熔融物滞留 CISER2.0程序熔融池结构模型瞬态热流密度

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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

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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

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液池内气溶胶对孔板鼓泡体积影响的实验研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 245-249页

作者：张吉斌吕焕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

液池内的孔板鼓泡是安全壳内气体过滤排放过程中的重要现象。过滤过程中,孔板鼓泡体积直接影响气泡的上升速度与气液接触面积,因此是影响过滤器过滤效率的重要参数之一。随着过滤的进行,液池内滞留的气溶胶可能成为孔板鼓泡体积的影响... 详细信息

液池内的孔板鼓泡是安全壳内气体过滤排放过程中的重要现象。过滤过程中,孔板鼓泡体积直接影响气泡的上升速度与气液接触面积,因此是影响过滤器过滤效率的重要参数之一。随着过滤的进行,液池内滞留的气溶胶可能成为孔板鼓泡体积的影响因素之一。本文采用可视化实验,对含BaSO4和TiO2气溶胶液池内的孔板鼓泡过程进行研究,观察和分析孔板鼓泡体积的变化规律,进而获取气溶胶对孔板鼓泡体积的影响机制。研究表明,高温液池和TiO2会使得生成气泡体积增加,添加BaSO4的影响并不明显,实验还发现了生成气泡顶部含“小气腔”的情况,表面张力及“小气腔”的变化是气泡体积改变的主要机制。

关键词：气溶胶气泡孔板温度表面张力

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