检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2020年第5期40卷 827-835页

作者：侯丽强朱大欢吴清刘一泽刘兆东郑洪涛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

为支撑堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估,采用计算流体动力学方法,建立了某先进压水堆堆芯辐射传热数值模型,对严重事故下围板及吊篮的熔融行为及其影响因素进行了研究。研究结果表明,在靠近堆芯燃料组件轴向功率分布因子峰值的节点... 详细信息

为支撑堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估,采用计算流体动力学方法,建立了某先进压水堆堆芯辐射传热数值模型,对严重事故下围板及吊篮的熔融行为及其影响因素进行了研究。研究结果表明,在靠近堆芯燃料组件轴向功率分布因子峰值的节点,围板及吊篮的熔融行为较为显著;在同一节点处,围板的熔融并不是均衡发展的,最先熔穿的区域多发生在外围多个燃料组件交汇处,而吊篮的熔融则呈现出由内向外均衡扩展的变化趋势;压力容器外壁面的换热条件对堆芯围板及吊篮的熔融行为的影响并不显著,而燃料组件发射率的设置对堆芯围板及吊篮的熔融行为具有显著影响。可以为堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估提供技术支持。

关键词：严重事故围板及吊篮熔融行为影响因素

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核电厂主控室BUP盘台散热机理研究

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自动化仪表 2021年第S01期42卷 168-172页

作者：杨宗昊马权刘明明武有光王恺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

后备盘(BUP)主要作为核电厂主控制室数字化技术失效后的备用手段,用于安全停堆并将反应堆维持在冷停堆水平以及事故工况下处理。后备盘实现报警、显示和控制三类功能,其安全、可靠性对于保障反应堆安全停堆十分重要。开展对核电厂后备... 详细信息

后备盘(BUP)主要作为核电厂主控制室数字化技术失效后的备用手段,用于安全停堆并将反应堆维持在冷停堆水平以及事故工况下处理。后备盘实现报警、显示和控制三类功能,其安全、可靠性对于保障反应堆安全停堆十分重要。开展对核电厂后备盘的辐射散热以及自然对流的热分析模拟,定量地对辐射换热以及自然对流在后备盘中所起的作用进行分析说明,掌握后备盘散热的机理。研究结果表明,通过仿真模拟得到的后备盘内部的最高温度在为60℃,满足电源模块最高运行温度70℃的要求;后备盘散热过程中辐射换热过程占据较大的比例,辐射换热与自然对流的比例大概为6∶1,空气自然对流对机柜本身造成的温升可以忽略;真实后备盘内部的结构件与线缆对自然循环散热以及辐射换热所造成的影响可以忽略。该研究结果与经验可以为复杂工况下的核动力仪控设备的散热分析提供参考。

关键词：核电厂主控室后备盘自然对流辐射换热散热分析机理研究计算流体力学

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基于Icepak的电源插件散热仿真分析

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仪器仪表用户 2021年第5期28卷 56-59页

作者：李昂杨诚贾艺歌李丹李勇侯荣彬吴志强黄文娜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

电源插件AC/DC电源模块工作时,发热量较大,因此本文采用SolidWorks软件对电源模块插件进行建模并采用ANSYS Icepak软件进行散热性能模拟分析,根据模拟结果得出:AC/DC电源模块本身发热较为严重,增加散热片后,在额定工作状态下,插件内AC/D... 详细信息

电源插件AC/DC电源模块工作时,发热量较大,因此本文采用SolidWorks软件对电源模块插件进行建模并采用ANSYS Icepak软件进行散热性能模拟分析,根据模拟结果得出:AC/DC电源模块本身发热较为严重,增加散热片后,在额定工作状态下,插件内AC/DC电源模块最高温度降低,但插件内其它器件温度变化较小。增加散热孔后,插件内部空间及所有器件温度均降低,散热孔开孔率越大,散热性能越好。同时采用散热片和散热孔后,电源插件内部AC/DC模块温度降低12.31℃,DC/DC模块温度降低8℃,印制板温度降低12.27℃,插件散热性能提升。仿真模拟结果为插件散热性能分析提供重要参考依据,为插件散热性能优化提供设计思路。

关键词：电源插件散热散热片散热孔仿真分析

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Fe-Mn晶格反演势的构建与验证

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有色金属工程 2021年第6期11卷 24-28页

作者：李宁张兴广吴冰洁李雪洁杨龙龙孙琨张猛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强度国家重点实验室西安710049

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线... 详细信息

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线,而后根据Chen-Mobius晶格反演法得到了FCC-Fe和FCC-Mn的晶格反演势。然后计算出Fe-Fe原子和Mn-Mn原子间按L_(10)结构堆垛的结合能,进而求出Fe-Mn原子间的结合能,再利用Chen-Mobius晶格反演法,获得Fe-Mn原子间的晶格反演势,最后选择Morse势函数进行拟合。利用构建的Fe-Mn势函数进行了L_(10)-FeMn体系结合能计算,与第一性原理计算的结果对比,表明构建的Fe-Mn势函数满足自洽性。最后利用所得势函数进行了弹性模量、杨氏模量计算,与试验数据对比基本吻合,表明势函数具有有效性。

关键词： Fe-Mn 晶格反演法 Morse势函数第一性原理

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玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击响应分析

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应用力学学报 2021年第3期38卷 1011-1015页

作者：李宁周进雄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610200 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的... 详细信息

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的载荷在冲击过程中会发生剧烈变化,且在击穿GLARE前,载荷受冲击速度影响很小;冲头的动能损失基本转化成了层合板结构增加的内能,主要包括铝合金板的塑性变形能、整体材料应变能、因损伤破坏吸收的能量;其中铝合金板的塑性变形能占比最高,可通过进一步设计铝合金板来提高GLARE的抗冲击性能。本文为GLARE层合板在结构冲击防护中的设计及应用提供了重要的参考依据。

关键词：玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击破坏能量平衡

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辐射强度对中子电离室精度的影响分析

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仪器仪表用户 2021年第9期28卷 81-85页

作者：黄起昌李丹谌志强王松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

为探究入射射线强度对堆外核测量系统包含的中子探测器测量精度的影响,通过分析电离室内部电子离子对的漂移、扩散和复合过程,推导出平行板电离室外加高压与饱和电流之间的函数关系,并利用理想的电离室模型量化了随着γ射线强度的上升,... 详细信息

为探究入射射线强度对堆外核测量系统包含的中子探测器测量精度的影响,通过分析电离室内部电子离子对的漂移、扩散和复合过程,推导出平行板电离室外加高压与饱和电流之间的函数关系,并利用理想的电离室模型量化了随着γ射线强度的上升,中子电离室的测量精度逐渐下降的程度。量化结果表明,随着灵敏体积内电子离子对密度增大,复合与扩散现象对探测器输出电流信号的抑制能力迅速变强,电离室的测量精度线性下降。同时,增大外加高压能有效降低探测精度的下降速度。

关键词：电离室测量精度电子离子对

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超级均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的应用与研究

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原子能科学技术 2020年第11期54卷 2120-2126页

作者：张斌李云召吴宏春王冬勇刘勇于颖锐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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中,采用超级均匀化(SPH)方法作为均匀化技术,对燃料组件传统SPH因子进行计算,生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件,研究了与空间泄漏相关的SPH方法,在保证反应率守恒的基础上... 详细信息

在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中,采用超级均匀化(SPH)方法作为均匀化技术,对燃料组件传统SPH因子进行计算,生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件,研究了与空间泄漏相关的SPH方法,在保证反应率守恒的基础上,同时保证各栅元各能群的中子泄漏率守恒,解决了存在中子泄漏时SPH因子迭代计算的不收敛问题,生成了反射层组件的等效均匀化参数。基于KAIST基准题,分析了压水堆堆芯Pin-by-pin计算中应用SPH因子的堆芯计算精度。数值结果表明,与传统组件均匀化计算方法相比,应用SPH方法的压水堆堆芯Pin-by-pin计算的计算精度更高。

关键词： Pin-by-pin计算超级均匀化方法中子泄漏 KAIST基准题

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基于FirmSys平台的核电厂反应堆保护系统设计

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自动化仪表 2021年第S01期42卷 65-69页

作者：罗炜王银丽陈学坤陈智金远杜枢杨静瑞吴启涛侯丽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

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSy... 详细信息

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSys平台,提出了应用于田湾5^(#)、6^(#)机组核电厂反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统结构、接口、多样性以及故障检测设计,并对保护系统设计方案与标准的符合性进行分析。分析结果表明,该系统设计方案满足单一故障、独立性、多样性、保护动作自动触发等安全设计准则,同时兼顾了电厂运行经济性,可为后续核电厂保护系统设计提供指导和借鉴。

关键词：反应堆保护系统 FirmSys 多样性单一故障独立性自检定期试验符合性

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我国核动力水面舰船海上核事故应急组织研究

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核科学与技术 2021年第4期9卷 167-176页

作者：于红程诗思李兰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

核动力水面舰船是一种由核反应堆推进的海上交通工具,应急组织是应急预案最重要的基础结构要素之一,针对此问题,本文分析了我国核电厂核事故应急组织、常规动力水面舰船海上搜救应急组织,提出了符合我国现有核安全、海上交通安全管理体... 详细信息

核动力水面舰船是一种由核反应堆推进的海上交通工具,应急组织是应急预案最重要的基础结构要素之一,针对此问题,本文分析了我国核电厂核事故应急组织、常规动力水面舰船海上搜救应急组织,提出了符合我国现有核安全、海上交通安全管理体制的全国海上核事故应急组织框架、核动力水面舰船海上核事故应急责任主体应急组织框架及其关键应急响应职责。

关键词：核动力舰船核事故应急海上核事故应急组织

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面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展

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中国基础科学 2021年第4期23卷 1-8页

作者：陈平张瑞谦段振刚高士鑫杜沛南邱玺周毅尹春雨何琨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 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳... 详细信息

作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳材料研制等方面取得的成果。面向未来不同需求的先进反应堆,这些自主研发的新型不锈钢包壳材料将为我国实现由核电大国向核电强国的转变提供有力支撑。

关键词：核反应堆不锈钢燃料包壳耐事故燃料

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