检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第2期43卷 89-95页

作者：赵波李权李垣明黄永忠马强粟敏刘振海齐飞鹏马超陈浩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

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥... 详细信息

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体的棱柱型弥散微封装燃料设计方案,并基于有限元分析软件COMSOL建立了该燃料元件三维热流固耦合分析模型,初步实现了该燃料元件性能分析和优化设计。结果表明,棱柱型弥散微封装燃料元件的温度最大值位于燃料元件外侧,应力峰值位于冷却剂通道壁面,边距比为0.76~0.84、孔距比为0.68~0.75时燃料元件热应力最小。本文建立的棱柱型弥散微封装燃料性能分析方法和研究结论,可为后续该型气冷堆燃料元件设计提供指导和参考。

关键词：棱柱型弥散微封装燃料 COMSOL 热流固耦合优化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

临界热流密度机理模型发展综述

引用

核动力工程 2021年第3期42卷 211-217页

作者：刘伟彭诗念江光明刘余邓坚胡迎刘晓波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

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验... 详细信息

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。

关键词：临界热流密度机理模型综述

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

UMo-Zr单片式燃料板结构改进研究

引用

核动力工程 2019年第4期40卷 172-176页

作者：殷明阳庞华唐昌兵李垣明郑乐乐袁攀赵艳丽岳慧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

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边... 详细信息

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边角的形状,研究芯体结构对辐照后温度场和应力场的影响。研究结果表明,辐照后的温度场和应力场对芯体厚度方向的尺寸变化最敏感;对芯体边角处进行倒角处理能够减小辐照后的米塞斯(MISES)应力峰值。

关键词： UMo-Zr单片式燃料板有限元方法结构改进

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

安全级DCS项目信息安全防范计划与实施

引用

上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 156-159页

作者：刘官荣马权黄清淮李雨桐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

安全级分布式控制系统(DCS)执行反应堆保护功能,其信息安全防范尤为重要.信息安全防范计划在项目开始前编写完成,通过对安全级DCS生命周期各个阶段规定必要的管理和技术措施,消除或缓解系统和软件受到非法修改、操作、破坏和信息泄露的... 详细信息

安全级分布式控制系统(DCS)执行反应堆保护功能,其信息安全防范尤为重要.信息安全防范计划在项目开始前编写完成,通过对安全级DCS生命周期各个阶段规定必要的管理和技术措施,消除或缓解系统和软件受到非法修改、操作、破坏和信息泄露的威胁,同时通过相关记录或技术措施进行问题追溯,从而达到消除安全防范问题隐患的目的,防止安全级DCS遭受危及安全功能的恶意破坏.实施计划对安全级DCS生命周期信息安全防范计划的制定和实施进行了详细说明,用于指导安全级DCS的信息安全防范工作,并为DCS厂家编写安全防范计划提供参考.

关键词：安全级分布式控制系统(DCS) 信息安全防范计划生命周期

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

堆内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究

引用

核动力工程 2021年第S02期42卷 93-98页

作者：王浩煜秦勉蒲曾坪朱发文冉仁杰苗一非袁攀刘孟龙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

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系... 详细信息

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。

关键词：燃料组件板弹簧压紧力辐照松弛

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

华龙一号核电机组运行图优化研究

引用

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

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

引用

核动力工程 2022年第4期43卷 206-212页

作者：秦天骄夏榜样李晴李司南张策卢迪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

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象... 详细信息

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象,重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子(k_(eff))的影响,分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明:点火区设计参数显著影响堆芯初始k_(eff),点火区的易裂变核素装量越大,初始k_(eff)越大,通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度;堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高,增殖产生的^(239)Pu越多,整体增殖性能越好;增殖区越长,平衡态持续时间越长,堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。

关键词：铅冷行波堆有效增殖因子(keff) 点火区增殖区

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核电仪控软件项目敏捷开发实践

引用

上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 147-151页

作者：闫昊许秀夏群李哲王瑾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

敏捷项目管理的开发思想以迭代、循序渐进、小步快跑等为核心,经营理念以人为核心.经过近几十年的发展,该方法已广泛应用于各行各业产品开发实践.本文以如何将敏捷项目管理方法融入核动力院核电仪控软件项目管理为主线,探讨传统项目管... 详细信息

敏捷项目管理的开发思想以迭代、循序渐进、小步快跑等为核心,经营理念以人为核心.经过近几十年的发展,该方法已广泛应用于各行各业产品开发实践.本文以如何将敏捷项目管理方法融入核动力院核电仪控软件项目管理为主线,探讨传统项目管理中存在的不足,并初步摸索如何使用'SCRUM'敏捷方法开展敏捷软件项目管理.

关键词：仪控软件敏捷开发项目管理循序渐进 SCRUM 工程师站

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

引用

核动力工程 2024年第2期45卷 248-253页

作者：陈曦吴清邓坚刘余任春明王啸宇彭欢欢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

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全... 详细信息

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。

关键词：华龙一号偏离泡核沸腾比(DNBR) 在线监测

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯概念设计优化

引用

核动力工程 2023年第6期44卷 1-8页

作者：娄磊王连杰陈长赵晨周冰燕严明宇马党伟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

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能,进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性,对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究,发现当堆芯功率提升至一定水平时,堆芯的增殖优势在规定寿期内不... 详细信息

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能,进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性,对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究,发现当堆芯功率提升至一定水平时,堆芯的增殖优势在规定寿期内不能得到充分释放。基于此现象,对模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯的概念设计进行优化,基于堆芯功率水平和寿期,选择合适的栅距棒径比和燃料芯体有效密度,通过调整单位体积内的铀装量和235U装量调整堆芯的增殖性能,最终使堆芯反应性变化与堆芯功率、寿期基本匹配,寿期内堆芯反应性几乎不发生变化。优化后降低了堆芯反应性控制难度,充分利用了堆芯的增殖性能,同时合理的栅距棒径比为堆芯热工分析提供了安全和设计裕量,有效提高了堆芯的经济性和安全性。

关键词：铅基铀锆合金增殖燃料芯体密度栅距棒径比

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：