检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第1期34卷 78-82页

作者：党高健黄代顺鲁剑超高颖贤单建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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、... 详细信息

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 双流程堆芯大破口失水事故 APROS

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等效天然铀燃料混合比计算方法研究

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原子能科学技术 2013年第B06期47卷 132-136页

作者：黄世恩郑继业王连杰魏彦琴李庆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610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于一阶微扰理论,采用合理假设与近似,研究了等效天然铀(NUE)燃料的回收铀(RU)和贫铀(DU)混合比计算方法,确保了NUE燃料与天然铀(NU)燃料之间的等效。所采用的混合比计算方法精确考虑了微观截面随燃耗的变化。在此基础上,开发了ALPHA... 详细信息

基于一阶微扰理论,采用合理假设与近似,研究了等效天然铀(NUE)燃料的回收铀(RU)和贫铀(DU)混合比计算方法,确保了NUE燃料与天然铀(NU)燃料之间的等效。所采用的混合比计算方法精确考虑了微观截面随燃耗的变化。在此基础上,开发了ALPHA计算程序,并将其与WIMS-AECL程序一起组成了适用于重水堆NUE燃料混合比计算的程序系统。数值验证表明,该程序系统能准确求解NUE燃料混合比。

关键词：等效天然铀燃料混合比中子学等效 ALPHA程序

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超临界水冷堆系统分析程序开发

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核动力工程 2013年第1期34卷 92-96页

作者：吴攀党高健苟军利单建强姜杨张博李翔西安交通大学核科学与技术学院西安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610041

详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程... 详细信息

详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程序APROS基本一致,对西屋公司SCWR非能动冷却剂系统的事故分析结果同RELAP5-3D程序的结果基本一致,计算结果可靠性较高,具备对SCWR进行事故分析的能力。

关键词：超临界水堆系统分析程序非能动安全系统失水事故

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环形元件超临界水冷堆CSR1000A初步概念设计

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核动力工程 2013年第1期34卷 15-18页

作者：夏榜样赵传奇曹良志李庆李翔李满昌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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千... 详细信息

在压水堆环形燃料元件基础上,提出了一种新型适用于超临界水冷堆(SCWR)的环形元件。该环形元件具有大几何尺寸、采用UO2颗粒燃料、内包壳表面涂隔热层等特点。利用163盒由61个改进型环形元件及组件盒构成的六角形燃料组件,设计了百万千瓦环形元件超临界水冷堆CSR1000A,并给出了卸料燃耗、冷却剂出口温度及最大燃料包壳温度等关键参数。

关键词：环形燃料元件超临界水冷堆概念设计

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摇摆条件下一体化反应堆模拟回路冷态流动特性研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 77-81页

作者：宫厚军杨星团黄彦平姜胜耀清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 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

对一体化全功率自然循环反应堆实验回路进行冷态摇摆实验,并应用非惯性参考系流动模型进行理论分析。结果表明,摇摆引起回路各段流体波动,波动周期与摇摆周期相同,加热段内的流体没有通过上升段进入换热器,未形成类似自然循环的流动;冷... 详细信息

对一体化全功率自然循环反应堆实验回路进行冷态摇摆实验,并应用非惯性参考系流动模型进行理论分析。结果表明,摇摆引起回路各段流体波动,波动周期与摇摆周期相同,加热段内的流体没有通过上升段进入换热器,未形成类似自然循环的流动;冷态摇摆时流量波动大小取决于回路结构、阻力大小、摇摆轴位置和摇摆角加速度,减小分流段长度能有效抑制波动;流量波动与摇摆角度间的相位差与回路的结构参数相关,其大小正比于摇摆频率,反比于回路阻力系数。

关键词：摇摆一体化反应堆流动特性相位差

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SCDAP/RELAP5包壳氧化模型改进研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 32-36页

作者：余红星何晓强苏光辉董正平西安交通大学核科学与技术学院西安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610041

目前,SCDAP/RELAP5采用抛物线型氧化模型模拟严重事故早期再淹没期间的包壳氧化。该模型在模拟包壳温度较高、表面水蒸气流量较小时的氧化存在不足,此外,该模型未分析包壳中氧原子的分布,对包壳失效的准确模拟有限制。本课题对抛物线型... 详细信息

目前,SCDAP/RELAP5采用抛物线型氧化模型模拟严重事故早期再淹没期间的包壳氧化。该模型在模拟包壳温度较高、表面水蒸气流量较小时的氧化存在不足,此外,该模型未分析包壳中氧原子的分布,对包壳失效的准确模拟有限制。本课题对抛物线型氧化模型和扩散氧化模型之间的区别与联系进行分析,并将扩散氧化模型植入SCDAP/RELAP5中,研究两种模型对严重事故早期再淹没现象的模拟效果。结果表明:扩散氧化模型能更好地模拟严重事故早期再淹没现象;抛物线型氧化模型是扩散氧化模型在特定条件下的简化。

关键词： SCDAP RELAP5 包壳氧化扩散再淹没

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ATRP法制备环境响应型智能膜材料的研究进展

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化工进展 2013年第12期32卷 2910-2915页

作者：李鹏飞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610041

聚(N-异丙基丙烯酰胺)(PNIPAM)作为一种常见的智能材料,同时具有温度响应特性和乙醇浓度响应特性。本文以PNIPAM聚合物为主线,着重介绍了利用原子转移自由基聚合(ATRP)法制备温度响应型、温度及pH值双重响应型、乙醇浓度响应型智能膜材... 详细信息

聚(N-异丙基丙烯酰胺)(PNIPAM)作为一种常见的智能材料,同时具有温度响应特性和乙醇浓度响应特性。本文以PNIPAM聚合物为主线,着重介绍了利用原子转移自由基聚合(ATRP)法制备温度响应型、温度及pH值双重响应型、乙醇浓度响应型智能膜材料的研究成果。其中,温度响应型智能膜主要介绍PNIPAM均聚物接枝膜;温度及pH值双重响应型智能膜主要介绍PNIPAM与pH值响应型聚合物的嵌段接枝膜;乙醇浓度响应型智能膜主要介绍PNIPAM无规共聚物接枝膜。另外,还介绍了其它响应型智能膜,包括手性分子及离子响应型接枝膜的研究成果。基于ATRP法在文中所述的优点以及在膜改性研究方面的广泛应用,相信该方法在制备环境响应型智能膜材料以及推动智能膜实际工业应用方面将扮演重要角色。

关键词：原子转移自由基聚合智能膜环境响应

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三维弹性管的涡致振动特性分析

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应用数学和力学 2013年第9期34卷 976-985页

作者：冯志鹏张毅雄臧峰刚叶献辉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

采用有限体积法联合大涡模拟方法求解三维湍流流场,采用有限元法离散弹性管结构,对Re=1.35×104的湍流流动作用下三维弹性管的涡致振动进行了数值模拟,结构的动力学响应用Newmark算法来求解,管的运动采用基于扩散光顺方法的动网格... 详细信息

采用有限体积法联合大涡模拟方法求解三维湍流流场,采用有限元法离散弹性管结构,对Re=1.35×104的湍流流动作用下三维弹性管的涡致振动进行了数值模拟,结构的动力学响应用Newmark算法来求解,管的运动采用基于扩散光顺方法的动网格模型来实现.利用建立的数值模型,分析了升力系数、阻力系数、位移、涡脱频率、相位差随频率比的变化特征,成功扑捉到锁定、相位开关,并联合运动轨迹、相图及Poincaré截面映射,研究了升力系数与横向位移的极限环与分叉等非线性特性.研究结果表明,在阻力系数的最小值处,横向振幅达到最大值,同时,横向响应的"锁定"也始于阻力系数最小值处;在"锁定"范围内,横向振幅随着频率比的增大而逐渐减小;在升力系数的最小值处,升力系数与位移间的相位由反相变为同相;在均匀湍流流动作用下,三维弹性管的升力与横向位移并未出现周期解的分叉.

关键词：涡致振动极限环大涡模拟计算流体力学有限元法

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反应堆控制保护系统信息安全性设计策略研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 175-178页

作者：吴志强刘朝晖贺理杨洋马权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 南华大学计算机科学与技术学院湖南衡阳421001

对伊朗"震网"事件引发的工业控制系统安全性问题进行简要介绍,提出了反应堆控制保护系统信息安全性设计策略,以便在系统内及时对薄弱环节采取信息安全性设计,防止出现类似事故并造成重大事故后果。

关键词：震网反应堆仪表控制系统信息安全

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矩形通道内两相脉动流平均摩擦压降实验研究

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原子能科学技术 2013年第11期47卷 1989-1992页

作者：周豹高璞珍谭思超田竞达张虹哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 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610041

通过对截面为40mm×3mm窄矩形通道内不同正弦脉动周期、振幅、平均流量工况下氮气-水两相流(平均分液相雷诺数Rel<10 000,平均分气相雷诺数Reg<800)进行实验研究,发现两相脉动流与单相水脉动流的规律不同,平均压差对脉动周期... 详细信息

通过对截面为40mm×3mm窄矩形通道内不同正弦脉动周期、振幅、平均流量工况下氮气-水两相流(平均分液相雷诺数Rel<10 000,平均分气相雷诺数Reg<800)进行实验研究,发现两相脉动流与单相水脉动流的规律不同,平均压差对脉动周期、振幅不敏感。应用各经验公式计算的脉动工况下平均摩擦压降的偏差与稳态工况的计算偏差在数值和分布上均无明显差异,且计算值分布在测量值两侧、相对偏差基本小于20%。其中,Mishima-Hibiki方法和Lee-Lee方法的计算结果与测量结果吻合良好,相对偏差在10%以内,说明两相流摩擦压降经验公式同样适用于脉动工况下平均摩擦压降的计算。

关键词：矩形通道气液两相流脉动流摩擦压降

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