检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第2期41卷 189-192页

作者：金远蒋孝蔚邓坚刘余毕树茂朱大欢杨帆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

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非... 详细信息

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。

关键词：先进压水堆耦合小破口失水事故

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反应堆核加热冷启动压力控制及超压问题仿真分析

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核动力工程 2020年第5期41卷 84-88页

作者：青先国肖凯黄轲陈冠宇李羿良陈智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

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。... 详细信息

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。结果表明,当核功率不超过一定功率水平时,压力自动控制方法可实现反应堆核加热冷启动过程系统压力的有效控制。

关键词：核加热冷启动压力自动控制超压问题仿真

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基于SP_(3)方法的动力堆中子噪声分析程序研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 491-499页

作者：龚禾林陈长赵文博彭星杰李庆于颖锐中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对... 详细信息

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。

关键词： CORCA-PIN CORCA-NOISE SP_(3) 中子噪声有限元

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主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用

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核动力工程 2020年第2期41卷 45-48页

作者：虞晓欢杜娟邵雪娇杨宇刘贞谷田俊杨灵芳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

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量... 详细信息

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度(RTNDT),且过于保守。本文针对某核电厂压力容器,利用现有的辐照监督管数据估计50a延寿期末主曲线参考温度RTT0,并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法,计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比,利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口,能够提高设备的经济性。

关键词：主曲线方法压力容器老化辐照

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Mg-3.5Li-6Al合金制备及高温力学性能研究

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稀有金属与硬质合金 2021年第5期49卷 53-58页

作者：廖楠赵艳丽刘仕超杨青峰王鹏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

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al... 详细信息

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al-Li相构成,Al-Li呈层片状分布。流变应力峰值随应变速率的增加而增加,且随温度的升高而减小。Mg-3.5Li-6Al合金的高温变形本构方程可用双曲正弦函数描述,合金在高温下的应变激活能为126 kJ/mol,应力指数为3.98,合金的变形受晶内扩散控制。

关键词：镁锂合金流变应力本构模型变形机制

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燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 188-192页

作者：吴丹邓坚丁书华辛素芳鲜麟毕树茂毛辉辉中国核动力研究设计院成都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成都610213

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用... 详细信息

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。

关键词：冷却剂丧失事故(LOCA) 燃料棒肿胀破裂 ARSAC-K 功率分布包壳峰值温度(PCT)

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核电工程实时网络研究及应用

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仪器仪表用户 2023年第5期30卷 93-97页

作者：周静田文喜丁捷西安交通大学西安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成都610213

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出... 详细信息

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出了适用于安全级DCS多种网络拓扑结构设计的网络通信方案,实现了安全级DCS网络通信数据传输的实时性和确定性,具有较好的数据通信确定性、容错能力及响应时间稳定性等优点,满足核电厂DCS网络系统对数据通信高可靠性的要求。

关键词：安全级DCS DCS网络系统实时通信网络可靠性

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U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料力学性能的分子动力学模拟

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物理学报 2021年第12期70卷 52-61页

作者：辛勇包宏伟孙志鹏张吉斌刘仕超郭子萱王浩煜马飞李垣明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 西安交通大学材料科学与工程学院金属材料强度国家重点实验室西安710049

在二氧化铀(UO2)燃料中掺杂钍(Th)是提高其热稳定性的有效手段.本文利用分子动力学模拟方法,系统研究了温度与掺杂浓度对U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料结构稳定性与力学特性的影响.研究发现,沿[001]晶向单轴拉伸可观察到混合燃料由初始面... 详细信息

在二氧化铀(UO2)燃料中掺杂钍(Th)是提高其热稳定性的有效手段.本文利用分子动力学模拟方法,系统研究了温度与掺杂浓度对U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料结构稳定性与力学特性的影响.研究发现,沿[001]晶向单轴拉伸可观察到混合燃料由初始面心立方结构的萤石相转化为具有低对称结构的scrutinyite相的特殊相变.混合燃料体系的力学性能强烈依赖于温度与掺杂浓度,弹性模量和断裂应力随温度的升高而减小,断裂应变随温度的升高呈增加趋势.当掺杂浓度小于0.1时,弹性模量呈下降趋势,而掺杂浓度高于0.1时,弹性模量呈增加趋势.断裂应力随掺杂浓度的增加而增加,断裂应变则减小.不同掺杂浓度下混合燃料体系均表现脆性断裂特性,多晶样品中发生脆性沿晶断裂.本文的研究结果可为UO_(2)燃料的掺杂改性提供力学性能上的理论指导.

关键词： U_(1-x)Th_(x)O_(2) 分子动力学模拟力学性能断裂

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小型反应堆技术发展战略研究

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中国科技期刊数据库工业A 2023年第6期 17-20页

作者：齐敏张卓华曾未宋丹戎秦冬中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进... 详细信息

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进核能发展的必然选择,可有力拓宽特殊能源应用维度、推动核能市场推广、加快核科技“走出去”步伐。根据上述背景,本文从小型核反应堆技术发展需求、国内外发展现状出发,剖析我国小型核反应堆技术发展面临的问题与困境,提出小型核反应堆技术发展建议。

关键词：小型核反应堆技术市场前景压水堆先进堆型

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新型反应堆下腔室结构设计研究

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广东化工 2023年第7期50卷 135-138页

作者：赵伟李浩胡雪飞邓朝俊中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

在三代压水型反应堆华龙一号设计中,为了控制堆芯入口反应堆冷却剂流场的流速,在压力容器下封头设置堆芯流量分配结构,对下腔室的冷却剂进行流量分配。本文基于华龙一号反应堆下腔室流量分配结构,提出了一种新型的流量分配结构,对新型... 详细信息

在三代压水型反应堆华龙一号设计中,为了控制堆芯入口反应堆冷却剂流场的流速,在压力容器下封头设置堆芯流量分配结构,对下腔室的冷却剂进行流量分配。本文基于华龙一号反应堆下腔室流量分配结构,提出了一种新型的流量分配结构,对新型结构进行建模并利用CFX方法开展了计算分析,通过与华龙一号现有结构的对比,分析认为新型流量分配结构可对进入下腔室的反应堆冷却剂进行充分搅混和流量分配,获得较均匀的堆芯入口流量分配效果,满足压水型反应堆堆芯入口流量分配设计准则,具有工程应用价值。

关键词：反应堆下腔室流量分配结构设计仿真建模流场分析

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