检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第4期43卷 99-105页

作者：李朋洲李一磊孙磊乔红威陈学德张鲲李锡华中国核动力研究设计院反应堆工程所成都610213

为给某核动力大型设备支撑结构的抗冲击设计提供试验依据,确保其抗冲击能力满足相关规范要求,需选用该大型设备及其支撑结构缩比模型作为抗冲击技术研究对象,在标准中型冲击机上进行冲击试验。依据π定理对该大型设备支撑结构缩比模型... 详细信息

为给某核动力大型设备支撑结构的抗冲击设计提供试验依据,确保其抗冲击能力满足相关规范要求,需选用该大型设备及其支撑结构缩比模型作为抗冲击技术研究对象,在标准中型冲击机上进行冲击试验。依据π定理对该大型设备支撑结构缩比模型抗冲击试验进行理论分析,获得3种可以选用的试验工况;通过改变缩比模型加速度值使得缩比模型的支撑结构根部最大应力强度与原型达到一致,解决了π定理推导中的试验条件难题。本研究建立的分析方法可为大型设备的支撑结构冲击机缩比试验提供参考。

关键词：大型结构缩比试验冲击

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控制棒导向管外流道旁流特性实验研究

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原子能科学技术 2018年第11期52卷 1956-1961页

作者：眭曦廖恒基丁雷陈景雅王盛杨祖毛闫晓中国核动力研究设计院反应堆工程研究所四川成都610041

冷却剂流经核反应堆堆芯时,绝大部分通过燃料组件内部流过,带走裂变能量。另外一小部分作为旁流经过燃料组件外侧流道、控制棒导向管外侧及内侧流道流出。为确保反应堆在正常运行工况下的安全性,必须限制堆芯旁流流量。本文通过开展导... 详细信息

冷却剂流经核反应堆堆芯时,绝大部分通过燃料组件内部流过,带走裂变能量。另外一小部分作为旁流经过燃料组件外侧流道、控制棒导向管外侧及内侧流道流出。为确保反应堆在正常运行工况下的安全性,必须限制堆芯旁流流量。本文通过开展导向管外侧流道阻力特性实验研究,在不同流量工况下获得了分段压差,并进一步拟合了雷诺数与阻力系数的关系式。实验结果表明,导向管外侧流道压力损失主要集中在堆芯下栅格板处,当反应堆额定工况运行时,单组导向管外侧流量仅为0.196m3/h。

关键词：导向管外侧流道阻力特性

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反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究

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原子能科学技术 2017年第2期51卷 286-291页

作者：眭曦朱勇辉方颖陈景雅臧金光王盛卓文彬潘登中国核动力研究设计院反应堆工程研究所四川成都610041

反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模... 详细信息

反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。

关键词：下腔室交混特性数值模拟

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基于活化法及MCNP程序的临界装置功率刻度

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原子能科学技术 2013年第B6期47卷 111-113页

作者：杨永木穆克亮黄礼渊牛江中国核动力研究设计院反应堆工程研究所四川成都610041

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计... 详细信息

介绍了临界装置功率刻度的方法,在不同功率台阶下利用活化法测量临界装置的中子注量率分布及归一点的绝对中子注量率,并利用经修改编译的MCNP程序对临界装置的中子注量率分布进行校核计算。基于中子注量率测量及计算结果通过裂变率法计算不同功率台阶下临界装置的功率,同时外推到堆芯最大热中子注量率为1×108 cm-2.s-1时的功率,实现了临界装置的功率刻度。

关键词：中子注量率 MCNP程序裂变率法功率刻度

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超临界水冷堆水化学控制及其相关技术研究进展

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核动力工程 2012年第6期33卷 132-138页

作者：龚宾黄彦平姜峨刘金华夏小娇邱添霍松岷中国核动力研究设计院反应堆工程研究所成都610041 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610041

对国内外超临界水在辐照作用下的分解行为、水化学对材料的腐蚀影响、腐蚀产物行为和水化学监控等领域的研究现状进行回顾,介绍了中国核动力研究设计院在超临界水腐蚀领域的研究进展,以及利用新建的超临界水化学试验装置开展的热态试验... 详细信息

对国内外超临界水在辐照作用下的分解行为、水化学对材料的腐蚀影响、腐蚀产物行为和水化学监控等领域的研究现状进行回顾,介绍了中国核动力研究设计院在超临界水腐蚀领域的研究进展,以及利用新建的超临界水化学试验装置开展的热态试验研究,并提出了研发超临界水冷堆(SCWR)尚需攻克的水化学运行控制相关技术难题,为中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)的水化学策略研究提供参考。

关键词：超临界水冷反应堆(SCWR) CSR1000 水化学控制辐解氧化应力腐蚀腐蚀产物

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动态载荷下奥氏体不锈钢管道LBB环向贯穿裂纹稳定性实验及理论分析方法研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 133-137页

作者：何风姚迪王新军李一磊白晓明熊夫睿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工程研究所成都610213

管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏(LBB)设计准则的标准之一,为确保LBB技术安全可靠,对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究。采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/... 详细信息

管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏(LBB)设计准则的标准之一,为确保LBB技术安全可靠,对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究。采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/s的高温不带运行压力的冲击实验,以获得各应变率下的实验极限载荷值,并与工程理论分析计算结果进行比较。分析表明:奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的失效模式为塑性失稳;经实验验证,在工程中对承受动态载荷的奥氏体不锈钢管道进行LBB分析时,采用美国核管会标准审查大纲3.6.3破前漏评估程序(SRP 3.6.3)中的极限载荷理论分析方法具有较高的工程安全性,若同时选用准静态下的材料力学性能,则工程安全性更高。

关键词：奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹裂纹稳定性动态载荷冲击实验极限载荷

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基于共享内存技术的有源振动控制器研制

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核动力工程 2021年第S2期42卷 146-149页

作者：何洪阳杨恒周禹张鲲李朋洲何子昂中国核动力研究设计院产业开发部成都610213 中国核动力研究设计院反应堆工程研究所成都610213

船舶动力装置的泵和管道的振动通过基座或支撑传递给主体,会带来严重的安全隐患。控制器是有源振动控制系统的核心,针对传统控制器存在的不足,提出基于共享内存技术研制有源振动控制器,其模数转换(A/D)采集模块和数模转换(D/A)输出模块... 详细信息

船舶动力装置的泵和管道的振动通过基座或支撑传递给主体,会带来严重的安全隐患。控制器是有源振动控制系统的核心,针对传统控制器存在的不足,提出基于共享内存技术研制有源振动控制器,其模数转换(A/D)采集模块和数模转换(D/A)输出模块均含微控制单元(MCU),现场可编辑逻辑门阵列(FPGA)、数字信号处理(DSP)和MCU实时向共享内存读写数据,共享内存采用超级块和数据块的构架;同时验证控制器的最大采样频率和系统延迟误差等重要指标,并在模拟台架上开展误差通道辨识试验。结果表明,研制的控制器满足低频线谱控制要求,同时提升了数据传输效率,保证系统实时性。

关键词：有源振动控制器共享内存线谱控制

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研究堆周期保护装置堆上考验试验

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核电子学与探测技术 2011年第9期31卷 1029-1034页

作者：黄礼渊中国核动力研究设计院反应堆工程研究所成都610041

周期保护装置是研究堆必备的设备之一,属于核安全一级设备。新研制的周期保护装置在安装到反应堆之前,必须在零功率堆或其它反应堆上进行堆上考验试验,以检验其周期保护和周期测量功能及测量精度。叙述了新研制的三套周期保护装置在堆... 详细信息

周期保护装置是研究堆必备的设备之一,属于核安全一级设备。新研制的周期保护装置在安装到反应堆之前,必须在零功率堆或其它反应堆上进行堆上考验试验,以检验其周期保护和周期测量功能及测量精度。叙述了新研制的三套周期保护装置在堆上考验的试验设施、试验堆芯、试验内容和方法以及试验结果。试验结果表明:三套周期保护装置均满足技术指标的要求,满足反应堆运行的周期测量和周期保护的要求。

关键词：周期保护装置零功率堆考验试验周期测量周期保护

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压水堆燃料组件临界热流密度验证实验

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核动力工程 2016年第5期37卷 1-3页

作者：秦胜杰郎雪梅谢士杰李朋洲张君毅刘文兴卓文彬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反应堆工程研究所成都610213

开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型... 详细信息

开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型热工实验装置与HTRF装置CHF实验结果具有较好一致性。

关键词：燃料组件非均匀加热 5×5棒束临界热流密度

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CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

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原子能科学技术 2016年第2期50卷 273-276页

作者：方颖张伟眭曦张明王盛林绍萱卓文彬李朋洲中国核动力研究设计院反应堆工程研究所四川成都610041 上海核工程研究设计院上海200233

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了... 详细信息

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。

关键词： CAP1400反应堆吊篮围筒旁通流特性

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