检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第S1期34卷 95-98页

作者：胡建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

采用ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的保守性。通过冷却剂的辐照分解产氢以及其他相关计算模型,对600MW(电功率)级压水堆核电厂失水事故工况下... 详细信息

采用ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的保守性。通过冷却剂的辐照分解产氢以及其他相关计算模型,对600MW(电功率)级压水堆核电厂失水事故工况下的氢气产生量进行计算。计算结果表明原评价结果过于保守,在核电厂失水事故后仍有充分的时间准备投入安全壳内氢气复合器。

关键词：压水堆核电厂失水事故 ORIGEN2 产氢量分析

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CSR150反应性控制研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 95-100页

作者：卢迪王连杰夏榜样黄彦平姚磊刘鑫尧周亚婧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核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应... 详细信息

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究,提出控制棒分区设计方案,采用富集硼作为安全棒吸收体材料,提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知,本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。

关键词：超临界水冷堆超临界水冷技术示范堆(CSR150) 可燃毒物控制棒富集同位素反应性控制

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中空六棱柱燃料元件热-力学性能研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 133-137页

作者：刘仕超李权黄永忠庞华李垣明柴晓明邱玺赵艳丽廖楠冉仁杰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

中空六棱柱燃料元件在高温气冷堆方面有广泛应用,为研究中空六棱柱燃料元件的堆内性能,评价其失效概率,针对高温气冷堆用中空六棱柱燃料元件进行了热-力学行为分析,采用多物理场耦合的方法计算了中空六棱柱燃料元件的热-力学行为,分析... 详细信息

中空六棱柱燃料元件在高温气冷堆方面有广泛应用,为研究中空六棱柱燃料元件的堆内性能,评价其失效概率,针对高温气冷堆用中空六棱柱燃料元件进行了热-力学行为分析,采用多物理场耦合的方法计算了中空六棱柱燃料元件的热-力学行为,分析了中空六棱柱燃料元件在较低中子注量条件下的温度场、变形、应力分布以及失效概率。结果表明,中空六棱柱燃料元件的最高运行温度约为1020 K,SiC基体的最大应力约为107.32 MPa、失效概率为3.52×10^(−4),SiC基体较低的失效概率保证了燃料元件的结构完整性。在较低中子注量下,中空六棱柱燃料元件的运行温度和应力均较低并且可以保证结构完整,具有良好的堆内运行状态。

关键词：中空六棱柱燃料元件热-力学行为失效概率

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安全级DCS仿真验证平台技术方案研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 89-92页

作者：武有光刘明明张子鹏李倩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

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对... 详细信息

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对安全级DCS多维度、高逼真的闭环验证,确保了安全级DCS内部逻辑以及与外部系统连接的正确性。

关键词：安全级集散控制系统(DCS) 仿真验证技术方案

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残余气孔对TRISO颗粒高温堆内热-力学行为影响研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 155-161页

作者：赵艳丽刘仕超李垣明唐昌兵路怀玉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

为了明确SiC层中可能出现残余气孔对三向同性燃料(TRISO)颗粒堆内性能影响,确定残余气孔的临界尺寸,本文采用多物理场耦合COMSOL软件对含有残余气孔的TRISO颗粒的堆内行为进行数值模拟,以分析TRISO颗粒裂变气体、CO释放量及内压和残余... 详细信息

为了明确SiC层中可能出现残余气孔对三向同性燃料(TRISO)颗粒堆内性能影响,确定残余气孔的临界尺寸,本文采用多物理场耦合COMSOL软件对含有残余气孔的TRISO颗粒的堆内行为进行数值模拟,以分析TRISO颗粒裂变气体、CO释放量及内压和残余气孔尺寸对TRISO颗粒包覆层应力分布的影响。分析结果表明,在辐照后期,TRISO颗粒的CO释放比例远高于裂变气体原子,颗粒内压可达49.5 MPa。残余气孔的存在使得碳化硅(SiC)层、内致密热解碳(IPyC)层和外致密热解碳(OPyC)层应力迅速增大,尤其是SiC层,当残余气孔尺寸达到9μm时,SiC层最大应力达600 MPa,远高于其本征强度;当残余气孔尺寸为5μm时,SiC层的最大应力约为450 MPa,与其本征强度相当。因此,在制备过程中为保证SiC层的结构完整性,SiC层的残余气孔尺寸应小于5μm。

关键词：三向同性燃料(TRISO)颗粒残余气孔应力状态辐照变形

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基于前馈控制的棒位探测器励磁电源研究与设计

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核动力工程 2021年第1期42卷 177-181页

作者：李梦书李国勇郑杲黄可东许明周何佳佶罗秋蓉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

提出一种基于前馈控制的棒位探测器励磁电源设计方案,该方案采用高频开关整流逆变电路设计,在传统比例积分(PI)控制的基础之上加入了前馈控制,用以抑制可测不可控的干扰因素对控制对象的影响,并通过理论分析与仿真试验,验证了本文提出... 详细信息

提出一种基于前馈控制的棒位探测器励磁电源设计方案,该方案采用高频开关整流逆变电路设计,在传统比例积分(PI)控制的基础之上加入了前馈控制,用以抑制可测不可控的干扰因素对控制对象的影响,并通过理论分析与仿真试验,验证了本文提出的设计方案在保证控制响应时间的同时降低了输出纹波,提高了电流幅值精度。

关键词：棒位探测器励磁电源前馈控制

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蒸汽管道破裂事故下燃料元件性能研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 54-58页

作者：张坤庞华陈平张林邢硕何梁秋博文惠永博唐昌兵王严培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

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件... 详细信息

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件在热态零功率蒸汽管道破裂(HZPSLB)事故下的堆内行为,结果显示CF3燃料元件包壳在该事故下不会发生屈服,进而验证了CF3燃料元件的安全性。

关键词：蒸汽管道破裂(SLB)事故燃料元件性能分析

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内置稳压隔热水层的设计与数值研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 78-81页

作者：曾畅隋海明任云钟发杰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

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的... 详细信息

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的流动和导热能力较弱,可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。

关键词： ACP100+ 内置稳压器隔热水层数值分析

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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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基于团簇动力学的低铜RPV用钢辐照产生析出相数值模拟研究

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核动力工程 2020年第S01期41卷 188-193页

作者：王晓童姚维华罗英董元元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成都610213

反应堆压力容器(RPV)用钢在辐照后产生的基体损伤、溶质原子析出相等辐照缺陷,是造成其辐照脆化的主要原因。基于反应速率理论建立了考虑多种析出相形核机理的团簇动力学模型,模拟了低铜RPV用钢中Mn-Ni-Si析出相等辐照缺陷的产生及其尺... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)用钢在辐照后产生的基体损伤、溶质原子析出相等辐照缺陷,是造成其辐照脆化的主要原因。基于反应速率理论建立了考虑多种析出相形核机理的团簇动力学模型,模拟了低铜RPV用钢中Mn-Ni-Si析出相等辐照缺陷的产生及其尺寸、数密度随损伤剂量的变化。与实验数据的对比分析表明,同时考虑间隙原子型位错环主导和空位团簇主导这两种析出相形核机理的团簇动力学模型可以更好地模拟材料的辐照损伤行为。在此基础上辐照参数的敏感性分析表明,中子注量率对析出相的影响与注量有关,注量率越大,在低注量时产生的析出相越少,而在高注量时相对越多;此外,辐照温度越低越易产生析出相。

关键词：反应堆压力容器团簇动力学辐照损伤 Mn-Ni-Si析出相

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