检索结果-内蒙古大学图书馆

腐蚀与防护 2024年第12期45卷 87-93页

作者：吴宗佩赵永福徐建军银朝晖邓平龚宾熊静中国核动力研究设计院成都610213

回顾了压水堆(PWR)腐蚀产物释放、迁移及沉积试验技术,介绍了基于试验技术获得的试验数据和结果,对比分析了不同试验技术的优缺点。结果表明:在腐蚀产物释放方面,基于定量水化学分析技术的腐蚀产物溶出释放试验可以在精确控制水化学条... 详细信息

回顾了压水堆(PWR)腐蚀产物释放、迁移及沉积试验技术,介绍了基于试验技术获得的试验数据和结果,对比分析了不同试验技术的优缺点。结果表明:在腐蚀产物释放方面,基于定量水化学分析技术的腐蚀产物溶出释放试验可以在精确控制水化学条件的情况下直接检测腐蚀产物释放量,是一种高效、直接、精确的试验方法;在腐蚀产物迁移沉积方面,基于堆外动水回路的腐蚀产物沉积试验能够较好模拟压水堆实际工况,可实现性高且成本相对较低,试验条件可涵盖不同工况与设计范围,适于开展影响因素分析、规律探索和工程验证。目前,国内外获取的腐蚀产物特性数据较少,缺乏停堆工况下的试验研究,因此有必要系统开展不同工况下的腐蚀产物特性试验,获得一回路主要部件腐蚀产物释放、迁移及沉积试验数据,为国产源项软件验证提供支撑。

关键词：腐蚀产物释放迁移沉积试验技术压水堆一回路

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超临界水冷堆CSR150概念设计

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核动力工程 2023年第S01期44卷 9-13页

作者：甯忠豪王连杰卢迪夏榜样黄彦平陈兴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 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设计,通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计,提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明,本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 中国超临界水冷堆(CSR1000) 超临界技术示范堆(CSR150)

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注锌水化学对Zr-Sn-Nb合金腐蚀性能影响

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核动力工程 2022年第3期43卷 113-117页

作者：银朝晖赖旭平唐敏陈子瑞赵永福邓平杨鸿张根熊静龚宾中国核动力研究设计院成都610213

采用高压釜腐蚀试验研究Zr-Sn-Nb合金在模拟压水堆一回路注锌水化学环境中的腐蚀行为,对Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中的腐蚀增重、氧化膜形貌等现象进行分析。结果表明:Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中腐蚀150 d时腐蚀... 详细信息

采用高压釜腐蚀试验研究Zr-Sn-Nb合金在模拟压水堆一回路注锌水化学环境中的腐蚀行为,对Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中的腐蚀增重、氧化膜形貌等现象进行分析。结果表明:Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中腐蚀150 d时腐蚀增重曲线发生转折,加锌对Zr-Sn-Nb合金腐蚀增重量、腐蚀动力学规律、氧化膜形貌、氧化膜物相、氧化膜厚度、氢化物分布和吸氢浓度无明显影响。

关键词： Zr-Sn-Nb合金注锌腐蚀

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基于机器学习的控制棒驱动机构传动副磨损寿命预测研究

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核动力工程 2025年第2期46卷 209-216页

作者：肖聪刘承敏罗英彭航李维张志强黄擎宇中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都610213

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆内唯一具有相对运行的设备单元,可快速调节反应堆反应性,对反应堆安全运行十分重要,磨损是影响CRDM传动副功能失效的主要因素,直接决定其使用寿命。本文通过CRDM传动副磨损实验,发现传动副主要磨损形式有3... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆内唯一具有相对运行的设备单元,可快速调节反应堆反应性,对反应堆安全运行十分重要,磨损是影响CRDM传动副功能失效的主要因素,直接决定其使用寿命。本文通过CRDM传动副磨损实验,发现传动副主要磨损形式有3种:磨粒磨损、疲劳磨损和氧化磨损,同时发现当传动副顶部区域磨损体积比达16.46%时,CRDM出现滑棒,可判定此刻转动部件出现了磨损失效,将此刻的磨损体积值作为传动副的失效阈值。在获得传动副磨损体积数据和外部振动信号后,本文构建了内部磨损体积与外部振动信号的关联关系,并通过外部振动信号,基于支持向量回归(SVR)、卷积神经网络(CNN)、长短期记忆网络(LSTM)3种机器学习算法,分别构建了CRDM传动副寿命预测模型,通过对比分析认为,在预测精度上LSTM模型优于CNN模型优于SVR模型,在计算效率上SVR模型优于CNN模型优于LSTM模型。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 传动副磨损剩余寿命

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液态铅铋合金与钢铁交互作用的微尺度仿真研究进展

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腐蚀与防护 2023年第5期44卷 41-45,99页

作者：熊静邓平姜峨龚宾赵永福银朝晖中国核动力研究设计院成都610213

液态铅铋合金(LLBE)是加速器驱动次临界系统和反应堆冷却剂的候选材料,其与钢铁材料接触会造成材料腐蚀。理清LLBE与钢铁材料交互作用的机理对揭示LLBE中钢铁材料腐蚀机制具有重要作用。目前,微尺度仿真技术已大量用于研究LLBE与钢铁交... 详细信息

液态铅铋合金(LLBE)是加速器驱动次临界系统和反应堆冷却剂的候选材料,其与钢铁材料接触会造成材料腐蚀。理清LLBE与钢铁材料交互作用的机理对揭示LLBE中钢铁材料腐蚀机制具有重要作用。目前,微尺度仿真技术已大量用于研究LLBE与钢铁交互作用的微观机理及规律。系统介绍了微尺度仿真技术在LLBE环境中钢铁材料的腐蚀与防护以及腐蚀产物污染研究中的应用,探讨了LLBE与钢铁材料交互作用微观仿真研究的发展方向。

关键词：液态铅铋合金腐蚀仿真第一性原理分子动力学

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8%载银丝光沸石对气态碘的吸附动力学研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 221-225页

作者：熊伟张劲松曹骐陈云明杨雨鲁芸芸杨旸汤嘉王海军刘辰龙中国核动力研究设计院成都610213

为了除去乏燃料后处理过程产生的放射性碘,本研究采用8%载银量的丝光沸石作为吸附剂,采用动态吸附法研究了在气体线速度、吸附柱高度、湿度和NO_(2)体积分数等因素下其对气态碘的吸附效果的影响。实验结果表明,气体线速度对饱和吸附容... 详细信息

为了除去乏燃料后处理过程产生的放射性碘,本研究采用8%载银量的丝光沸石作为吸附剂,采用动态吸附法研究了在气体线速度、吸附柱高度、湿度和NO_(2)体积分数等因素下其对气态碘的吸附效果的影响。实验结果表明,气体线速度对饱和吸附容量几乎没有影响,在较低气体线速度条件下,吸附柱传质阻力会增大;吸附柱高度对传质阻力几乎没有影响,随着吸附柱高度的增加,饱和吸附容量有一定的提高;湿度不影响吸附效果;NO_(2)对吸附效果具有促进作用;Yoon-Nelson模型能够很好地拟合碘在8%载银丝光沸石吸附柱上的吸附过程。

关键词：载银丝光沸石后处理气态碘动力学

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HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 74-77页

作者：刘文斌宋霁阳邓才玉康长虎向玉新宋雨鸽刘畅郭雨非邢如均中国核动力研究设计院成都610213

为了研究高通量工程试验堆(HFETR)内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性,基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型,采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明,在主泵断电事故过程中,主泵高速... 详细信息

为了研究高通量工程试验堆(HFETR)内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性,基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型,采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明,在主泵断电事故过程中,主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况,流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半,燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K;之后由于功率的不断下降,包壳温度随之不断下降;事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3,表明不会发生偏离泡核沸腾,满足安全要求。

关键词： RELAP5 辐照考验回路主泵断电事故高通量工程试验堆(HFETR)

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燃料棒束辐照装置试验段流动传热特性数值模拟研究

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热科学与技术 2024年第3期23卷 233-240页

作者：金帅张亮杨文华李国云孙胜赵文斌和佳鑫中国核动力研究设计院成都610213

为研究试验段内冷却水温度的均匀性,以及热电偶的测量温度是否能代表试验段的出口的温度,开展对辐照装置试验段流动传热特性的数值模拟计算。首先研究了试验段流量与压差之间的关系,并通过堆外水力学试验数据进行验证,保证了所选取湍流... 详细信息

为研究试验段内冷却水温度的均匀性,以及热电偶的测量温度是否能代表试验段的出口的温度,开展对辐照装置试验段流动传热特性的数值模拟计算。首先研究了试验段流量与压差之间的关系,并通过堆外水力学试验数据进行验证,保证了所选取湍流模型的可靠性。接着分析雷诺数对试验段流动传热特性的影响,通过选取试验段主要位置的截面,计算对应截面的温度不均匀系数和最大温差,在此基础上研究雷诺数对温度场均匀化程度的影响。结果表明,所选取的湍流模型可以很好的预测试验段的流量和压差的关系;随着雷诺数的增加,试验段的传热特性发生了明显改变,流动特性变化并不明显;试验段的结构可以明显改善冷却水的不均匀化程度;热电偶的所测得的平均温度与试验段出口的平均温度的差值的数量级在10^(-2),说明热电偶的布置是合理的。

关键词：数值计算流动特性传热特性温度均匀性

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基于回热布雷顿循环的双模式核热推进系统工质分析及优化

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原子能科学技术 2025年

作者：周子杨张昊春游尔胜苗馨予李可一哈尔滨工业大学中国核动力研究设计院

面对深空探测任务对大功率空间核动力系统的需求，设计了基于布雷顿循环的双模式核热推进系统。分别从推进部分和发电部分对系统进行数理建模，分析对比了空间布雷顿循环中各种常见工质的比热容比、密度、黏度及导热系数，以探究其热力... 详细信息

面对深空探测任务对大功率空间核动力系统的需求，设计了基于布雷顿循环的双模式核热推进系统。分别从推进部分和发电部分对系统进行数理建模，分析对比了空间布雷顿循环中各种常见工质的比热容比、密度、黏度及导热系数，以探究其热力学特性及输运特性。提出了氦氩（He-Ar）混合工质并研究其性能以及氦的质量分数对He-Ar混合工质的比热容比及黏度这两项主要性质的影响，最后对系统进行了多目标优化。得出了影响双模式核热推进系统的主要参数，以及各工质在不同温度及压强下的性质变化及优劣。结果表明：He-Ar混合工质在热力学性质上比其他混合工质更适用于深空探测任务，而在输运性质上稍显不足，整体上可考虑以He-Ar混合工质作为备选循环工质。

关键词：布雷顿循环核热推进 He-Ar混合工质双模式空间核动力

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SARAX程序在复杂非结构几何堆芯计算中的应用研究

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核技术 2023年第6期46卷 113-120页

作者：肖博文郑友琦王永平乔梁陶昱姗刘啸岳西安交通大学西安710049 中国核动力研究设计院成都610041

随着反应堆堆芯设计的复杂化,给堆芯物理的建模计算带来了一定的挑战。针对复杂几何堆芯的精细建模计算,采用基于任意三棱柱网格的离散纵标节块法,通过构造实体几何的方式,实现了复杂非结构几何堆芯的准确建模以及非结构网格的生成,同... 详细信息

随着反应堆堆芯设计的复杂化,给堆芯物理的建模计算带来了一定的挑战。针对复杂几何堆芯的精细建模计算,采用基于任意三棱柱网格的离散纵标节块法,通过构造实体几何的方式,实现了复杂非结构几何堆芯的准确建模以及非结构网格的生成,同时由于非结构网格计算量大,采用了块雅各比的并行算法以减少堆芯输运计算时间。将SARAX程序用于空间反应堆和热管堆的计算中,特征值和堆芯径向功率分布结果与多群蒙特卡罗的计算结果吻合良好,特征值的计算偏差小于3.00×10^(-3),径向功率分布的相对偏差小于1.5%,表明SARAX程序在复杂非结构几何堆芯计算中具有较高的精度。

关键词：非结构堆芯离散纵标节块法网格生成并行算法程序验证

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