检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第5期42卷 256-260页

作者：娄磊王连杰魏彦琴黄世恩蔡云陈亮刘晓黎李司南唐霄张策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

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,... 详细信息

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,可以对堆芯布置进行微调,确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明,本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求,可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。

关键词：六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案临界质量测量方案核设计计算程序

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微型有机工质冷却核反应堆概念研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 266-270页

作者：李晴夏榜样李司南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

为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究,本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题,以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案,在此基础上,开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明,在相同堆芯... 详细信息

为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究,本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题,以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案,在此基础上,开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明,在相同堆芯布置条件下,有机工质冷却核反应堆慢化剂温度系数绝对值小于压水堆,功率分布更加平坦。本文研究成果可以为我国正在大力发展的多用途微型核反应堆电源及供热系统技术路线选择提供重要参考。

关键词：有机工质反应堆中子学特性

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综合棒束CHF机理模型开发与验证

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核动力工程 2021年第S02期42卷 77-81页

作者：刘伟彭诗念江光明刘余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

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不... 详细信息

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不同类型CHF的综合棒束CHF机理模型。采用中国核动力研究设计院(NPIC)的5×5全长棒束CHF实验数据对所建立的综合棒束CHF机理模型进行了验证,结果表明,综合棒束CHF机理模型所有的预测值/测量值(P/M)数据均匀地分布在1附近,最大相对偏差在±22%之内,说明开发的综合棒束CHF机理模型能够实现对棒束通道DNB型和DO型CHF的连续准确预测。

关键词：棒束通道临界热流密度(CHF) 机理模型

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数值拟合方法评价燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响

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核动力工程 2021年第3期42卷 80-84页

作者：王坤张坤邢硕何梁殷明阳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

从理论计算模型出发,分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数,并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件,逐一针对这些参数进行敏感性分析,筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据,采用数值拟合的方法获得了关键参数... 详细信息

从理论计算模型出发,分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数,并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件,逐一针对这些参数进行敏感性分析,筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据,采用数值拟合的方法获得了关键参数与燃料棒性能间的变化关系函数,实现了对芯块制造参数所致燃料棒性能影响的快速、准确评价。对数值拟合方法与专业软件分析的结果进行对比验证,结果表明:数值拟合方法可以高效地分析燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响。

关键词：燃料芯块制造参数数值拟合燃料棒性能 FUPAC

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模块式小堆全厂断电事故应对策略研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 64-68页

作者：邱志方李峰邓坚程坤杜政瑀吴菱艳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

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电(SBO)事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆... 详细信息

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电(SBO)事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出,长期维持反应堆的可冷却性。

关键词：模块式小堆全厂断电(SBO) 安全策略非能动

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FeCrAl-UN燃料棒性能模拟分析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 165-170页

作者：涂腾高士鑫周毅陈平张瑞谦杨青峰廖楠中国核动力研究设计院成都610213 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

FeCrAl包壳和UN芯块作为耐事故燃料(ATF)的重要选项,需要对其在压水堆环境中的性能进行分析。本文基于国内外最新的FeCrAl包壳和UN燃料物性数据和行为模型,对燃料性能分析程序FUPAC进行了二次开发,从而对不同线功率密度下FeCrAl/UN、FeC... 详细信息

FeCrAl包壳和UN芯块作为耐事故燃料(ATF)的重要选项,需要对其在压水堆环境中的性能进行分析。本文基于国内外最新的FeCrAl包壳和UN燃料物性数据和行为模型,对燃料性能分析程序FUPAC进行了二次开发,从而对不同线功率密度下FeCrAl/UN、FeCrAl/UO_(2)、Zr-4/UN和Zr-4/UO_(2)燃料棒堆内性能进行分析。通过对比,FeCrAl/UN燃料棒在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压等方面具备良好性能,但由于FeCrAl包壳的蠕变率低,一旦包壳-芯块间隙闭合,包壳应力迅速增加,该现象需要在后续研究中加以关注。

关键词：耐事故燃料(ATF) 氮化铀(UN)燃料 FeCrAl包壳

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泡沫不锈钢层TRISO颗粒的堆内行为模拟

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核动力工程 2021年第4期42卷 133-137页

作者：尹春雨刘仕超焦拥军周毅高士鑫邢硕青涛汪丽达闫新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

三向同性燃料(TRISO)颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏松层堆内密实化,提高疏松层的传热效率,有效降低核芯运行温度;不论采用泡沫不锈钢还是疏松热解碳作为疏松层,内层致密热解碳层(IPyC层)和外层致密热解碳层(OPyC层)的应力均会超过包覆层强度;碳化硅(SiC)层的环向应力随泡沫不锈钢层弹性模量的减小而减小,通过降低泡沫不锈钢弹性模量可以有效控制SiC层应力,保证其结构完整性。因此,应选取气孔率高、弹性模量低的泡沫不锈钢作为TRISO颗粒的疏松层,可在改善热导恶化问题的同时保证SiC层的结构完整性。该研究为TRISO颗粒在工程应用中的优化设计提供了指导。

关键词： TRISO颗粒热-力学行为泡沫不锈钢弹性模量

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反应堆一回路对核主泵叶轮入流特性的影响

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排灌机械工程学报 2023年第10期41卷 973-980页

作者：黎义斌张帆郭艳磊李冬浩王秀勇王岩杨从新瞿泽晖兰州理工大学能源与动力工程学院甘肃兰州730050 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610213

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现... 详细信息

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现,由数值模拟得到的扬程和效率误差均在5%以内,验证了数值计算方法的正确性.在反应堆一回路中采用多孔介质模型,通过泵特性曲线与管路特性曲线的动态匹配,使得闭式系统RCP流量与额定工况值相差0.998%,扬程相差3.76%,二者误差较小,从而实现了管路阻力的动静态调节.研究结果表明:入口弯管内流动的周向对称性被破坏,其压力和速度分布呈现不均匀分布,受弯管曲率的影响,在离心力作用下产生二次流动;与均匀入流工况相比,非均匀入流工况下RCP入口处形成了一对回旋方向相反的旋涡,速度和压力的对称分布特性被破坏,且沿周向和径向的轴向速度变化均大于平均速度的80%.因此,本研究建立的数值预测方法可以为研究反应堆一回路对RCP叶轮入流特性的影响提供理论依据.

关键词：核主泵反应堆一回路入口流场非均匀入流数值模拟

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压水堆核电厂燃料棒大破口情形下的辐射源项特征研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 65-69页

作者：景福庭吕焕文朱建平高希龙黄迁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610213

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的... 详细信息

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的破损检查结果基本一致。研究表明燃料棒大破口情形下的一回路源项存在以下特征:冷却剂中^(134)I源项的持续上升;典型裂变产物的活度谱与沾污铀的活度谱相近;功率瞬变时没有明显碘峰现象;冷却剂中可以检测出^(239)Np源项。这些规律可用于反应堆的燃料破损分析,有助于及时识别出堆芯出现燃料棒大破口的情形。

关键词：燃料破损燃料释放裂变产物源项

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基于节点法的轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 39-44页

作者：苏舒刘承敏黄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 中国核动力研究设计院成都610213

基于一维流动假设、传热假设和两相热平衡假设等,采用集总参数法和分布参数法相结合,建立了轴流式预热蒸汽发生器的一维稳态热工水力分析模型。采用C++语言编程,将计算结果与某典型轴流式预热蒸汽发生器热工水力参数的设计值进行对比,... 详细信息

基于一维流动假设、传热假设和两相热平衡假设等,采用集总参数法和分布参数法相结合,建立了轴流式预热蒸汽发生器的一维稳态热工水力分析模型。采用C++语言编程,将计算结果与某典型轴流式预热蒸汽发生器热工水力参数的设计值进行对比,结果表明大部分总体参数计算结果的相对误差都在3%以内,验证了模型的合理性;蒸汽发生器中温度、空泡份额、压力等参数沿一次测流体流动方向的变化趋势,符合热工水力学及定性机理分析结果,说明所建立的模型和求解方法能够较准确预测轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力参数分布。

关键词：轴流式预热蒸汽发生器热工水力分析稳态

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