检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第S02期42卷 89-92页

作者：田俊唐妍婕张丽屏傅孝龙邝临源张瀛姜露李辉刘贞谷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

国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的... 详细信息

国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的非比例路径,揭示了材料在不同加载路径和不同加载条件下的循环变形特征和棘轮变形行为。研究表明,国产508-3钢的非比例多轴循环变形行为具有明显的温度相关性,由于动态应变时效效应影响,在350℃时材料表现出循环硬化或稳定的特征。

关键词： 508-3钢非比例不同温度循环变形

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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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小型铅基快堆反射层优化设计研究

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核动力工程 2020年第2期41卷 16-20页

作者：吉文浩彭星杰蔡云周冰燕王连杰张斌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

以SEALER铅基快堆为研究对象,从反射层材料对堆芯中子学物理特性影响的角度出发,评估了各种不同反射层材料对堆芯寿期、堆芯能谱、堆芯功率分布的影响。结果表明,在不考虑增加反射层组件圈数、不改变反射层组件结构的情况下,采用BeO作... 详细信息

以SEALER铅基快堆为研究对象,从反射层材料对堆芯中子学物理特性影响的角度出发,评估了各种不同反射层材料对堆芯寿期、堆芯能谱、堆芯功率分布的影响。结果表明,在不考虑增加反射层组件圈数、不改变反射层组件结构的情况下,采用BeO作为反射材料,反射层区域的能谱最软,外圈燃料组件功率提升程度最大,堆芯寿期较原设计得到有效延长,堆芯径向功率分布更为平坦,中子经济性更好;针对反射层厚度对堆芯寿期的影响,开展了敏感性分析,发现Y3Al5O12反射层对厚度敏感性最高,增加Y3Al5O12组件的圈数可以使堆芯寿期大大延长;对于反射层组件的结构,在保证反射体总体积不变的前提下,不同组件结构对堆芯寿期和径向功率分布的影响较小。综合考虑各因素,推荐采用BeO作反射材料、独立式反射棒的方案作为优化设计方案。

关键词：铅基快堆 SEALER 反射层堆芯寿期功率分布

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大晶粒UO_(2)燃料芯块性能研究进展

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材料导报 2022年第4期36卷 1-8页

作者：庞华辛勇岳慧芳彭航蒲曾坪邱玺孙志鹏刘仕超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

大晶粒UO_(2)芯块相比于传统UO_(2)芯块而言,具有更低的辐照肿胀、更低的裂变气体释放量以及优异的抗芯块-包壳相互作用的能力。大晶粒UO_(2)芯块作为高燃耗、长换料周期新型燃料具有很大的应用潜力,近年来受到越来越多的关注。国内外... 详细信息

大晶粒UO_(2)芯块相比于传统UO_(2)芯块而言,具有更低的辐照肿胀、更低的裂变气体释放量以及优异的抗芯块-包壳相互作用的能力。大晶粒UO_(2)芯块作为高燃耗、长换料周期新型燃料具有很大的应用潜力,近年来受到越来越多的关注。国内外学者针对大晶粒UO_(2)芯块开展了大量的研究,包括芯块的微观结构、烧结特性以及辐照行为等,结果表明,大晶粒UO_(2)芯块在高燃耗和长换料周期条件下表现出优异的堆内性能,在提高压水堆核电站的经济性的同时,可以有效提高其安全性。近年来,研究人员针对大晶粒UO_(2)芯块在欧洲、美国、俄罗斯和中国等国开展了大量的堆内辐照考验,考验的环境包括压水堆、沸水堆和高温堆等。对大晶粒UO_(2)芯块堆内、外性能的相关研究,为芯块制备、堆内性能预测、反应堆燃料元件设计以及燃料元件工业化生产提供了支撑。本文根据国内外关于大晶粒UO_(2)燃料芯块的研究进展,系统总结了大晶粒UO_(2)芯块微观结构、堆外热-力学性能、大晶粒UO_(2)芯块堆内行为,介绍了不同掺杂类型大晶粒UO_(2)芯块的性能,分析了大晶粒UO_(2)燃料元件行为,并指出了大晶粒UO_(2)芯块应用所面临的问题。

关键词：大晶粒二氧化铀堆内性能力学性能微观结构

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压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 138-143页

作者：李治刚安萍潘俊杰刘威芦韡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

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点... 详细信息

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点。为了为熔池分层模型以及严重事故缓解策略的优化提供帮助,采用中国核动力研究设计院自研的全局敏感性分析工具SALib和熔池分析软件CISER V2.0对4种熔池多层模型进行了敏感性分析,得到了主要输入参数对各模型关键结果参数的影响程度,敏感性分析结果反映了各熔池模型的典型特点。下封头半径对4种熔池分层模型均有显著的影响,Salay&Fichot模型与2层熔池模型中影响关键结果参数的输入参数基本相同,熔融物初始质量对Esmaili模型影响最大,熔融物密度对Seiler模型影响最大。

关键词：全局敏感性分析下封头熔池模型 2层熔池模型 3层熔池模型 CISER V2.0

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新型锆合金包壳蠕变性能评价方法研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 234-239页

作者：邢硕蒲曾坪张坤焦拥军戴训何梁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

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型,本文根据新型锆合金的蠕变试验数据,研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的堆内外蠕变行为,采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究,从蠕变行... 详细信息

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型,本文根据新型锆合金的蠕变试验数据,研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的堆内外蠕变行为,采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究,从蠕变行为本构方程出发,研究并建立了新型锆合金包壳蠕变的初步评价方法,并进行了初步验证。验证结果表明:预测值和测量值符合较好,最大相对偏差在25%以内,模型符合锆合金堆内蠕变行为的变化。本研究建立了新型锆合金包壳蠕变模型,表达了其堆内蠕变规律,为新型锆合金的堆内行为的预测提供了支持。

关键词：新型锆合金蠕变评价方法验证

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离心泵变转速工况流动特性数值模拟研究

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科学技术创新 2025年第8期 34-37页

作者：陈爽刘诗文杨钊孙燕田野欧阳斌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

为研究离心泵变转速工况下的流动特性,本文首先利用MRF模型模拟离心泵额定转速工况下的稳态流场,为变转速工况瞬态计算提供初始流场,然后利用sliding mesh模型模拟离心泵变转速工况下的瞬态流场。数值模拟结果表明:使用MRF模型和sliding... 详细信息

为研究离心泵变转速工况下的流动特性,本文首先利用MRF模型模拟离心泵额定转速工况下的稳态流场,为变转速工况瞬态计算提供初始流场,然后利用sliding mesh模型模拟离心泵变转速工况下的瞬态流场。数值模拟结果表明:使用MRF模型和sliding mesh模型可以很好的模拟离心泵的稳态和瞬态流场;模拟中捕捉到了离心泵变转速过程中的压力脉动,获取了扬程变化曲线和压力、速度场分布,可为掌握变转速工况下离心泵的流动特性提供指导。

关键词：离心泵变转速工况数值模拟 MRF

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辅助给水系统超流量分析及改进

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核动力工程 2014年第S1期35卷 93-96页

作者：曾畅赖建永段永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

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问... 详细信息

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问题进行仿真验证和分析,提出报警信号延迟的改进方案,有效地解决了除氧器超流量报警的问题。

关键词：辅助给水系统孔板除氧器仿真

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超临界水冷堆堆内构件选材研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 60-64页

作者：周禹张宏亮李满昌唐睿范恒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

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体... 详细信息

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体系的确立、正在开展的候选材料评价工作以及近期取得的成果展开论述。

关键词：超临界水冷堆堆内构件材料

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弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 60-64页

作者：田超景福庭夏明明黄迁明刘嘉嘉肖锋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

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定... 详细信息

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。

关键词：弥散型燃料裂变产物源项起泡破损

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