检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第6期41卷 131-137页

作者：郭家丰卢川毛辉辉孙中宁王建军王晓烈哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨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610213

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确... 详细信息

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确定性分析容忍限上下界估计的新方法。相比于WILKS公式,本文所述的方法可以有效降低所需计算的最小样本容量,减少不确定性分析的时间成本。

关键词：不确定性分析 WILKS公式容忍限估计方法最小样本容量

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纳米单晶铜磨料磨损的分子动力学研究

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有色金属工程 2021年第1期11卷 50-55页

作者：杜华杨龙龙于紫舒吴冰洁张亚楠孙琨方亮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610014 西安交通大学金属材料国家重点实验室西安710049

使用开源分子动力学模拟软件,建立了单晶铜三体磨料磨损的分子动力学模型,模拟不同水膜厚度和载荷下单晶铜三体磨料磨损的过程,分析了在水膜厚度和载荷对单晶铜基体磨料磨损的磨损机制和磨损率。结果表明:无水膜时,磨料直接压入单晶铜基... 详细信息

使用开源分子动力学模拟软件,建立了单晶铜三体磨料磨损的分子动力学模型,模拟不同水膜厚度和载荷下单晶铜三体磨料磨损的过程,分析了在水膜厚度和载荷对单晶铜基体磨料磨损的磨损机制和磨损率。结果表明:无水膜时,磨料直接压入单晶铜基体,随着载荷的增大,基体被磨损的铜原子大幅度增加。在一定载荷下,由于水膜具有优异的承载和润滑作用,随着水膜厚度的增大,单晶铜基体磨损率减小。在一定水膜厚度下,随着载荷的增大,磨料压穿水膜与基体直接接触,且磨料与基体间的作用力随载荷增大而增大,故基体的磨损率增大。

关键词：分子动力学模拟单晶铜磨损机制磨损率

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FCM燃料堆内行为模拟及结构设计研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 197-200页

作者：周毅刘仕超陈平李垣明辛勇刘振海张林谷明非赵艳丽乐韵琳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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区... 详细信息

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区和SiC层同时具有较低的应力水平。分析了无燃料区厚度为100~500μm时基体SiC、无燃料区以及SiC层的应力分布,结果表明,基体SiC和SiC层最大应力随无燃料区厚度增大而增大,而无燃料区的最大应力则随其厚度增大而降低。当无燃料区厚度为400μm时,无燃料区和SiC层均处于较低的应力状态,无燃料区SiC基体应力约为400 MPa,而SiC层的最大环向应力约为200 MPa,其失效概率约为2.5×10^-4。因此,当无燃料区厚度为400μm时,FCM燃料既能维持芯块结构完整,又能保证SiC层具有较低的失效概率。结构优化为FCM燃料的应用提供了基础。

关键词： FCM燃料热力学行为结构优化失效概率

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金属及金属氧化物掺杂改性二氧化铀燃料的研究进展

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稀有金属材料与工程 2021年第2期50卷 725-732页

作者：刘帅郭子萱辛勇王浩煜刘仕超包宏伟马飞西安石油大学理学院陕西西安710065 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041 西安交通大学材料科学与工程学院陕西西安710049

随着商用反应堆对长周期、高燃耗需求的日益提升,燃料芯块将面临更加严苛的服役条件。如何进一步提高二氧化铀燃料的物理化学性能是开发新型核燃料元件亟待解决的关键技术问题。本文基于近年来在掺杂燃料芯块领域最新研究进展,系统总结... 详细信息

随着商用反应堆对长周期、高燃耗需求的日益提升,燃料芯块将面临更加严苛的服役条件。如何进一步提高二氧化铀燃料的物理化学性能是开发新型核燃料元件亟待解决的关键技术问题。本文基于近年来在掺杂燃料芯块领域最新研究进展,系统总结并讨论了掺杂元素类型及其对二氧化铀燃料芯块性能的影响机理,阐述了掺杂燃料微观组织与性能之间的内在联系,指出当前该研究领域仍存在的科学/技术问题以及掺杂二氧化铀的发展趋势,为改善燃料芯块安全性能的设计提供重要的理论参考。

关键词：二氧化铀金属氧化物裂变产物掺杂改性

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大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 199-204页

作者：曾未焦守华朱力张卓华何晓强柴翔曾畅宋丹戎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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍... 详细信息

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。

关键词：弧形面加热自然对流实验研究数值研究

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毒物不锈钢屏蔽材料中第二相的析出行为

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金属热处理 2020年第5期45卷 34-39页

作者：赵勇刘云明谷明非潘钱付张宏智强瑞王录全中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213 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

利用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)和X射线衍射仪(XRD)对毒物不锈钢中第二相的析出行为进行了研究,并分析了第二相析出对基体组织稳定性和轧制开裂的影响机制。结果表明:不锈钢中第二相主要以Gd-Ni系为主,其析出数量随着Gd含量的增加... 详细信息

利用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)和X射线衍射仪(XRD)对毒物不锈钢中第二相的析出行为进行了研究,并分析了第二相析出对基体组织稳定性和轧制开裂的影响机制。结果表明:不锈钢中第二相主要以Gd-Ni系为主,其析出数量随着Gd含量的增加而增加,当Gd含量(质量分数)由1. 87%增加至7. 87%时,第二相的析出面积分数由5. 5%增至20. 3%。其次,第二相的析出破坏了基体组织的稳定性,随着Gd含量的增加,不锈钢基体组织经历了单相奥氏体→奥氏体+铁素体两相组织→单相铁素体的转变过程。第二相的析出使得不锈钢塑性下降,同时促进轧制裂纹的萌生和发展。

关键词：毒物不锈钢第二相析出

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核安全级仪控产品设计制造风险管理研究

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 186-189,195页

作者：穆兰芬张大林西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安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四川成都610213

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风... 详细信息

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风险的措施”如何在核安全级仪控产品设计制造过程中运用和实施进行了研究。将通用质量管理标准要求应用于核安全级仪控产品设计制造过程的风险识别和控制,总结了一套核安全级仪控产品设计制造风险管理的方法。此研究适用于电子产品设计制造的风险识别,以提升电子产品设计制造质量、推动高质量发展。

关键词：核安全仪控产品风险识别质量管理设计制造

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两相流流体网络水力热力耦合计算分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 5-9页

作者：王雅峰刘东于洋潘炎唐雷庞勃黄擎宇周俊燚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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程... 详细信息

根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程的两流体模型,并结合先进的编程技术实现软件开发。验证结果表明耦合模型能够实现两相流流体网络的稳态和瞬态分析,与传统求解方式相比,耦合模型仿真趋势更合理,更符合真实情况,可适用于各种拓扑结构的两相流流体网络的仿真计算。

关键词：两相流流体网络算法研究水力热力耦合软件开发

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板状燃料组件进口堵流事故数值模拟

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核动力工程 2020年第S02期41卷 92-97页

作者：程瑞琪熊进标上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

当板状燃料元件由于辐照发生肿胀变形或者堆芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道进口堵流事故。采用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,在板状燃料进口堵流50%事故下对冷却剂单通道和冷却剂并联多通道进行了稳态数值模拟,得... 详细信息

当板状燃料元件由于辐照发生肿胀变形或者堆芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道进口堵流事故。采用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,在板状燃料进口堵流50%事故下对冷却剂单通道和冷却剂并联多通道进行了稳态数值模拟,得到堵流事故下冷却剂的温度场与速度场。结果表明,进口堵流事故发生后,冷却剂在堵块的后方产生回流形成漩涡区域,漩涡区中心点冷却剂速度最低,温度最高。最高温度未超过冷却剂饱和沸腾点,符合热工设计准则。

关键词：板状燃料堵流事故矩形窄通道 STAR-CCM+

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典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

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核科学与工程 2021年第2期41卷 366-377页

作者：杨雯任彦昊吴攀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四川成都610041 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱... 详细信息

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。

关键词：超临界水堆非能动安全系统 CSR1000 安全系统设计事故分析

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