检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第4期43卷 25-30页

作者：杜鹏单建强邓坚刘余丁书华陈伟袁鹏吴增辉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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发... 详细信息

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发的三维系统分析模型进行验证。结果表明模型有效解决了池式钠冷快堆三维热工水力分析的难题,实现了对钠池内温度场瞬态变化及热分层现象演化进程的快速准确模拟,同时也能够确定热分层过程中池式结构表面热应力最大位置,为池式快堆安全设计提供参考。

关键词：池式钠冷快堆热分层三维系统分析模型瞬态热工分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于多物理场耦合的U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

引用

核动力工程 2022年第1期43卷 102-109页

作者：尹春雨刘荣焦拥军邱晨杰刘振海秋博文高士鑫邢硕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 华南理工大学电力学院广州510640

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合、U_(3)Si_(2)燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工... 详细信息

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合、U_(3)Si_(2)燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO_(2)燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U_(3)Si_(2)燃料与锆合金包壳组合相比UO_(2)燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳的组合相比U_(3)Si_(2)燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。

关键词： U_(3)Si_(2)燃料双层SiC包壳多物理场燃料性能

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

引用

核动力工程 2021年第2期42卷 193-196页

作者：黄宗仁王明利李峰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

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系... 详细信息

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。

关键词：华龙一号(HPR1000) 反应堆冷却剂系统(RCS) 流量测量试验研究与设计

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

磁流变液响应时间检测方法及装置研究

引用

仪器仪表学报 2023年第11期44卷 290-299页

作者：李佩卢川尹剑飞周威谢磊重庆大学光电技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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成都610213 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室长沙410073

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁通密度,由扭矩与磁场相位差获得MRF响应时间,无需面临阶跃响应中的复杂解耦问题。此外,本文通过关键机械参数设计,突破商用流变仪的剪切率限制,实现了最高3000 s^(-1)下的响应时间测量。基于此,本文设计和制作了一套MRF响应时间检测装置,分析了装配偏心和磁场探针位置引起的误差;测得多种样品在1~3 A振幅电流下的响应时间为23~140 ms,并发现响应时间随MRF浓度增大而先减小再延长,且与外部磁场强度呈负相关。

关键词：磁流变液响应时间检测方法正弦电流相位差

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

引用

核动力工程 2021年第4期42卷 138-143页

作者：李治刚安萍潘俊杰刘威芦韡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

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点... 详细信息

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点。为了为熔池分层模型以及严重事故缓解策略的优化提供帮助,采用中国核动力研究设计院自研的全局敏感性分析工具SALib和熔池分析软件CISER V2.0对4种熔池多层模型进行了敏感性分析,得到了主要输入参数对各模型关键结果参数的影响程度,敏感性分析结果反映了各熔池模型的典型特点。下封头半径对4种熔池分层模型均有显著的影响,Salay&Fichot模型与2层熔池模型中影响关键结果参数的输入参数基本相同,熔融物初始质量对Esmaili模型影响最大,熔融物密度对Seiler模型影响最大。

关键词：全局敏感性分析下封头熔池模型 2层熔池模型 3层熔池模型 CISER V2.0

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

位错线与铁素体/氧化铁两相界面交互作用的原子模拟

引用

核动力工程 2022年第S02期43卷 28-32页

作者：朱笔达于新洋李政何曼如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

氧化铁是包含铁素体相的核级钢材(如低合金钢与铁素体-马氏体双相钢)在高温环境下常见的表面氧化物和内部析出物。正确认识氧化铁对钢材微观变形机制的影响对设计运行温度较高的先进核能系统的安全评估有重要意义。本文采用分子动力学... 详细信息

氧化铁是包含铁素体相的核级钢材(如低合金钢与铁素体-马氏体双相钢)在高温环境下常见的表面氧化物和内部析出物。正确认识氧化铁对钢材微观变形机制的影响对设计运行温度较高的先进核能系统的安全评估有重要意义。本文采用分子动力学方法研究了温度对铁素体中的刃型位错与铁素体/氧化铁两相界面的交互作用的影响。计算结果表明,在10~900 K的温度范围内,刃型位错均无法穿透铁素体/氧化物两相界面,而只引起两相之间发生一定程度的相互剪切变形。随着温度的上升,位错与界面接触点附近的应力集中程度随之升高,另外界面间剪切变形量也同时增高。以上结果对于高温环境下低合金钢和铁素体-马氏体双相钢的断裂失效分析有一定的指导意义。

关键词：分子动力学表面氧化物微观塑性机理方铁矿位错-界面交互作用

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

三代核电堆芯中子通量密度测量系统软件架构设计

引用

核动力工程 2021年第S01期42卷 139-142页

作者：杨戴博田皓文周利明李昆黎刚万波翁小惠李丹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

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足... 详细信息

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足要求的问题,CNFM系统实现了大量堆芯数据实时高精度快速计算,保证了反应堆运行状态监测的实时性和稳定性,同时具备向安全级核测量设备扩展的能力。目前CNFM系统已在多个“华龙一号”核电厂设计中广泛应用。

关键词：核电厂堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统软件架构

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于功率谱均值的脉冲计数干扰识别技术研究

引用

核动力工程 2022年第S02期43卷 224-227页

作者：高志宇罗庭芳包超朱宏亮袁航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

针对堆外核测量系统源量程脉冲计数干扰现象,提出使用脉冲计数率的功率谱均值作为判定值识别脉冲计数干扰的方法。功率谱均值的判定值根据实堆数据计算,并根据脉冲计数率大小设置3个值。使用仿真的方法验证干扰识别效果,在实堆的脉冲计... 详细信息

针对堆外核测量系统源量程脉冲计数干扰现象,提出使用脉冲计数率的功率谱均值作为判定值识别脉冲计数干扰的方法。功率谱均值的判定值根据实堆数据计算,并根据脉冲计数率大小设置3个值。使用仿真的方法验证干扰识别效果,在实堆的脉冲计数率数据基础上,叠加干扰计数。通过仿真验证,该方法能够识别持续时间为1 s、干扰强度(干扰相对于脉冲计数率的比值)在5%以上的干扰信号。

关键词：功率谱均值脉冲计数干扰识别堆外核测量系统

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

引用

核动力工程 2021年第3期42卷 203-206页

作者：任春明杜思佳邓坚吴清辛素芳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

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研... 详细信息

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。

关键词：三代核电热管段温度搅混温度测量

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

泄漏源首次碰撞补偿技术

引用

核动力工程 2021年第3期42卷 207-210页

作者：唐霄李庆陈长柴晓明涂晓兰汪量子李满仓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

提出泄漏源首次碰撞补偿技术,以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题。将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源,相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中,从而减轻泄漏源加重的射线效应影响,并应用单能修正简化计算方法... 详细信息

提出泄漏源首次碰撞补偿技术,以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题。将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源,相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中,从而减轻泄漏源加重的射线效应影响,并应用单能修正简化计算方法,提高了二维/一维中子输运计算的收敛性、稳定性和精度。

关键词：泄漏源泄漏源首次碰撞补偿射线效应

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：