检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2018年第3期39卷 23-28页

作者：廖鸿宽李庆于颖锐胡钰莹甯忠豪卢迪黄世恩赵文博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

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模... 详细信息

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明:随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为:±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。

关键词： NESTOR 核设计不确定性分析随机取样统计方法自主化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

燃料棒包壳氧化层溶解失效准则研究

引用

核动力工程 2015年第S2期36卷 116-121页

作者：刘丽莉余红星陈亮邓坚张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610041

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在... 详细信息

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在熔融锆中溶解失效的准则。以FPT-0实验结果验证后发现该失效准则可以较准确地预测包壳氧化层的溶解失效。为增加该准则在严重事故计算程序中的适用性,在燃料棒设计结构一定的条件下,进一步将该准则量化为温度的函数,分析表明包壳氧化程度和燃料棒温度上升速率是影响包壳氧化层失效温度的主要因素。利用该失效准则可以同时获得包壳氧化层失效后再定位的熔融物的质量及成分含量。

关键词：失效准则包壳氧化溶解动力学严重事故

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

矩形通道双群组界面浓度输运模型与验证方法研究

引用

核动力工程 2021年第S01期42卷 113-120页

作者：于洋宋小明刘东郭凤晨邓志勇芦韡黄擎宇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

在当前主流核反应堆系统分析软件中,均基于流型选取不同经验关系式计算界面浓度,在流型转换区域会存在数值求解振荡和人工不连续性及适用范围受限等问题。因此,界面浓度输运方程(IATE)被提出用于计算两相流型转变过程中的界面浓度等参... 详细信息

在当前主流核反应堆系统分析软件中,均基于流型选取不同经验关系式计算界面浓度,在流型转换区域会存在数值求解振荡和人工不连续性及适用范围受限等问题。因此,界面浓度输运方程(IATE)被提出用于计算两相流型转变过程中的界面浓度等参数。本文基于玻尔兹曼输运方程建立了双群组IATE,并考虑矩形通道壁面效应的影响,针对气泡破裂与聚合机理分别建立了不同的界面浓度封闭模型。为了评估双群组IATE的适用性,建立了双群组IATE的验证方法,与Sun建立的帽状-湍流实验工况结果符合较好。

关键词：界面浓度矩形通道界面浓度输运方程(IATE)

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

控制棒驱动线缓冲结构碰撞缓冲过程分析方法

引用

核动力工程 2017年第S2期38卷 64-69页

作者：颜达鹏杜华刘佳段春辉朱紫豪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

采用典型的缓冲结构探讨了连续碰撞力模型在缓冲结构与承载部件碰撞过程中的应用,同时对比了流体可压缩水力缓冲模型与流体不可压缩水力缓冲模型在应用时的区别。分别结合连续碰撞力模型与2种水力缓冲模型,进行了综合的计算分析方法研究... 详细信息

采用典型的缓冲结构探讨了连续碰撞力模型在缓冲结构与承载部件碰撞过程中的应用,同时对比了流体可压缩水力缓冲模型与流体不可压缩水力缓冲模型在应用时的区别。分别结合连续碰撞力模型与2种水力缓冲模型,进行了综合的计算分析方法研究,将计算结果与试验数据进行了对比。连续碰撞力模型与流体可压缩模型的组合更适用于活塞式水力缓冲结构。

关键词：控制棒驱动线缓冲结构连续碰撞力模型水力缓冲模型综合计算方法

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

引用

核动力工程 2023年第4期44卷 17-24页

作者：黄迁明李兰柴晓明刘斌应栋川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

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计... 详细信息

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析,基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型,分析了各个方案的优缺点。结果表明,放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择,需要根据应用需求进行筛选;碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料;利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。

关键词：阴影屏蔽空间堆屏蔽限值屏蔽材料屏蔽结构屏蔽优化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析

引用

核动力工程 2013年第1期34卷 65-70页

作者：李玉光王小彬罗英杨敏李翔付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

基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温... 详细信息

基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温度分布。结果表明:508-III筒体和Inconel 690出口接管焊缝处的最高温度为547 K,现有的SCWR出口接管和蒸汽腔室概念结构设计和材料具备可行性。

关键词：超临界出口接管蒸汽腔室数值分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

304LN不锈钢表面激光熔覆钴基合金组织和性能

引用

焊接学报 2022年第8期43卷 48-53,86,I0006页

作者：朱明冬吴冰洁曹立彦李彦儒张润豪吴佳玥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

为了提高304LN不锈钢的耐磨性,延长控制棒导向筒组件使用寿命,采用激光熔覆技术在304LN不锈钢表面制备了Stellite 6钴基熔覆层.利用光学显微镜(OM)、能谱仪(EDS)、显微硬度计、摩擦磨损试验机、腐蚀试验装置等多种试验测试设备,分析了... 详细信息

为了提高304LN不锈钢的耐磨性,延长控制棒导向筒组件使用寿命,采用激光熔覆技术在304LN不锈钢表面制备了Stellite 6钴基熔覆层.利用光学显微镜(OM)、能谱仪(EDS)、显微硬度计、摩擦磨损试验机、腐蚀试验装置等多种试验测试设备,分析了熔覆层组织形貌、成分、显微硬度、摩擦磨损性能及腐蚀行为,确定了多道多层钴基熔覆层的工艺参数.结果表明,熔覆层与基体之间形成了冶金结合,显微组织主要由平面晶区、胞状和柱状晶区、树枝晶区和等轴晶区组成.熔覆层硬度为500~550 HV,摩擦磨损系数为0.30~0.35,熔覆层均匀腐蚀速率和缝隙腐蚀速率分别为0.153和0.143 mg/(dm^(2)·d).激光熔覆钴基合金可以有效提高304LN不锈钢表面的硬度、耐磨性能和耐腐蚀性能.

关键词：激光熔覆钴基合金不锈钢微观组织显微硬度

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

引用

核动力工程 2021年第6期42卷 161-166页

作者：宋建余红星邓坚向清安朱大欢许幼幼罗跃建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

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参... 详细信息

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度(CHF)的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。

关键词：衰变热临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 抽样失效率

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

引用

核动力工程 2023年第1期44卷 141-147页

作者：姜露傅孝龙张丽屏张瀛庾明达田俊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

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算... 详细信息

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。

关键词：稳压器人孔石墨垫片密封接触应力质量泄漏率

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

浮动式核电站过渡段对安全注射的影响分析及缓解方式研究

引用

核动力工程 2017年第S2期38卷 87-92页

作者：郝承明万谊孙冠宇赵京孙燕汪宇黎春梅梁铁波严思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

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危... 详细信息

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危险的状态。提高安全注射的压力和流量能够克服过渡段水封的不利影响,但对系统容量需求较大。根据浮动式核电站自身设计特点,设置有一次侧非能动余热排出系统,失水事故后投入一次侧非能动余热排出系统能够旁通过渡段水封,保证安全注射水的有效注射并辅助带出堆芯余热,该运行方式有助于优化安全注射的容量设计。

关键词：浮动式核电站过渡段水封

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：