检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第5期45卷 243-248页

作者：谢运利王连杰蔡云夏榜样黄学良娄磊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

^(252)Cf核素是反应堆启动和中子活化分析等领域的重要材料,开展^(252)Cf辐照生产方法研究意义重大。^(252)Cf质量数大、转换链长、生产难度大,本文基于铅冷快中子超高通量研究堆重点开展^(252)Cf辐照生产关键技术研究。根据^(252)Cf生... 详细信息

^(252)Cf核素是反应堆启动和中子活化分析等领域的重要材料,开展^(252)Cf辐照生产方法研究意义重大。^(252)Cf质量数大、转换链长、生产难度大,本文基于铅冷快中子超高通量研究堆重点开展^(252)Cf辐照生产关键技术研究。根据^(252)Cf生产方法的难点,建立高精度核数据库和靶件长寿期模拟计算方法,开展靶件结构及材料设计、中子能谱及中子注量率等关键因素研究。^(252)Cf靶件辐照计算表明,^(252)Cf虽然转换率低,但在辐照靶件结构、中子能谱及中子注量率方面可进行优化设计,从而提高^(252)Cf生产效率;提出通过共振屏蔽优化中子局部能谱的方法,减少核素裂变消耗,从而提高^(252)Cf生产效率。本文阐明^(252)Cf生产机理和关键因素影响规律,并给出辐照生产^(252)Cf的设计论证方向。

关键词：同位素生产超高通量堆 ^(252)Cf 共振屏蔽

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三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序用于HFETR零功率物理实验计算分析研究

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核动力工程 2012年第6期33卷 127-131,138页

作者：彭钢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

采用三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验堆(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFET... 详细信息

采用三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验堆(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFETR上的铍块则可以认为是纯金属铍,控制棒过渡段中10B含量也需另作考虑。从计算结果来看,多数参数(堆芯中子有效增殖系数keff、中子通量密度相对分布、γ剂量率相对分布以及多数部件反应性价值)均较好满足误差要求,而个别小反应性部件计算误差较大可能与MCNP程序模型有关。

关键词：三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP) 高通量工程试验堆(HFETR) 零功率物理实验

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TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 69-74页

作者：钱立波余红星孙玉发邓坚陈伟刘余杜思佳沈丹红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

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO... 详细信息

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料(M3)芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料(FCM)的等效导热系数。

关键词： TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型

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TRISO燃料颗粒三维多物理场耦合计算模型开发

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核动力工程 2017年第5期38卷 169-174页

作者：陈平李伟李垣明唐昌兵李文杰周毅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

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照条件变化的材料物性参数和行为模型,可模拟燃料颗粒在稳态运行和事故工况下复杂的堆内热-力学行为,以及CO气体产生和裂变气体释放、裂变产物扩散等重要物理过程,还可以计算燃料颗粒的失效概率。基于COMSOL开发三维分析模型的计算结果与美国BISON程序对TRISO燃料颗粒的计算结果相比同样符合较好,说明了所开发模型的合理性。

关键词：三向同性燃料(TRISO) 多物理场耦合有限元

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耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展

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核技术 2022年第3期45卷 1-12页

作者：段振刚陈平周毅高士鑫焦拥军尹春雨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

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包... 详细信息

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。

关键词： Cr 涂层燃料包壳耐事故燃料核燃料

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华龙一号核电机组运行图优化研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 242-247页

作者：崔怀明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610213

针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分... 详细信息

针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分析和研究,提出了HPR1000核电机组运行图的优化方案,优化前后对比分析表明,优化后的运行图的允许运行范围更宽、运行效率提高且运行可靠性增强。

关键词：华龙一号(HPR1000) 运行图波动管温差过冷度余热排出系统(RHR)接入压力

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CELL/CPL493程序系统对HFETR的燃耗跟踪分析

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核动力工程 2005年第4期26卷 352-355页

作者：姚栋于颖锐沈锡荣李大图中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验堆(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的... 详细信息

简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验堆(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的可靠性以及计算模型和参数处理方法的合理性。

关键词：燃耗跟踪临界棒位程序系统高通量工程试验堆

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反应堆控制对象在线模糊预测模型研究

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 113-116页

作者：廖龙涛陈智尤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

反应堆控制对象具有强非线性和多变量耦合特征,较难建立解析的机理模型.为了在反应堆功率调节中应用先进控制方法提高综合控制性能,必须首先研究反应堆控制对象的响应关系.采用数据驱动和人工智能的方式,基于一种模糊规则可生长与修剪... 详细信息

反应堆控制对象具有强非线性和多变量耦合特征,较难建立解析的机理模型.为了在反应堆功率调节中应用先进控制方法提高综合控制性能,必须首先研究反应堆控制对象的响应关系.采用数据驱动和人工智能的方式,基于一种模糊规则可生长与修剪的模糊推理模型,提出了反应堆控制对象的预测模型及其离线和在线训练方案.该方案的优势在于由精细的反应堆瞬态仿真模型为离线训练提供了先验数据,且模糊模型能够在线快速调整个别模糊规则参数,同时增减模糊规则数目,从而使模糊模型的结构和参数均实现自适应.通过一体化反应堆多种工况下的瞬态仿真说明了该方法的预测效果.

关键词：反应堆控制预测模糊推理智能

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核电厂反应堆保护系统故障检测设计

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核动力工程 2016年第1期37卷 103-108页

作者：罗炜冯威刘宏春王银丽许东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

反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检... 详细信息

反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检测设计以及故障检测的范围与功能,并对其特点进行了分析。

关键词：核电厂保护系统故障检测自检定期试验

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安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

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