检索结果-内蒙古大学图书馆

工程热物理学报 2020年第4期41卷 966-975页

作者：陆祺周铃岚沈才芬刘伟刘卢果何航行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 中国核动力研究设计院成都610041

本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转... 详细信息

本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转变为不稳定阶段后,进一步增大热流密度会触发沸腾临界,且所有沸腾临界均属于DO型沸腾临界。当液相质量流速较高时,环状流近壁液膜主要在汽芯强烈的扰动作用下迅速破裂;当入口水温较低时,近壁液膜主要由于强烈的蒸发现象迅速破裂;因此沸腾临界与流动不稳定性几乎同步被触发。本文分别通过引入受限系数(Nconf)、过冷数(Nsub)、以及Weber数(We)来反映壁面的限制作用、入口过冷度、以及惯性力与表面张力对沸腾临界的影响,建立了适用于Din=2.15 mm带旁通小流道的CHF模型。

关键词：带旁通小流道可视化实验两相界面特征流动不稳定性沸腾临界

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单棒通道流动振荡诱发沸腾临界可视化实验研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 35-41页

作者：刘海东陈德奇秦江刘汉周颜培刚刘伟哈尔滨工业大学能源科学与工程学院空天热物理工业和信息化部重点实验室哈尔滨150001 重庆大学低品位能源利用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重点实验室成都610213

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分... 详细信息

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明,低压力、低质量流速和低入口过冷度下,极易出现流动振荡,并导致沸腾临界提前发生,此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低;随着壁面热流密度不断增加,流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流;当流动出现剧烈振荡时,流道存在回流;发生沸腾临界时流道压降波动最大,对应的流型为不稳定环状流。因此,单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。

关键词：可视化实验两相流流动振荡汽泡沸腾临界

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华龙一号PRS系统改进和分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 32-35页

作者：崔怀明余小权鲜麟黄代顺卢毅力何劲松王明利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

为应对蒸汽发生器(SG)二次侧热阱功能丧失的设计扩展工况,华龙一号(HPR1000)设置了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。本文基于优化设计、提高经济性的考虑,提出了取消PRS应急补水箱的设计改进方案,并对改进方案产生的影响进行了分析。结... 详细信息

为应对蒸汽发生器(SG)二次侧热阱功能丧失的设计扩展工况,华龙一号(HPR1000)设置了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。本文基于优化设计、提高经济性的考虑,提出了取消PRS应急补水箱的设计改进方案,并对改进方案产生的影响进行了分析。结果表明,本改进方案能满足安全功能要求,并使设计更简单、经济性更好。

关键词：非能动余热排出系统(PRS) 应急补水箱改进安全分析

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状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发

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核动力工程 2020年第6期41卷 150-154页

作者：喻娜冉旭鲜麟李峰张卓华吴清刘昌文冷贵君陈伟方红宇陈宏霞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"采用征兆导向应急运行规程(SEOP)进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究,包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中,构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程,并结合"... 详细信息

"华龙一号"采用征兆导向应急运行规程(SEOP)进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究,包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中,构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程,并结合"华龙一号"的设计特征,确定了主要恢复策略以及相关的重要定值。在支持性验证过程中,选取典型二回路管道破裂事故进行论证,结果表明,对所选的工况,SEOP提供的缓解策略能够及时有效地将核电厂引导至预期的安全可控状态。此外,通过对不同类型事故规程进行比较,证明了SEOP在涵盖的事故范围和恢复操作的时效性方面的优势。通过本文的研究,为"华龙一号"二回路管道破裂事故处理规程的开发和验证建立了合理的方法。

关键词： “华龙一号” 二回路破裂事故应急运行规程

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“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备架构设计

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核动力工程 2020年第1期41卷 104-107页

作者：郑杲黄可东李国勇许明周青先国何正熙李梦书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

针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题,结合核电站现场运行维护经验反馈,通过对棒位处理方法的设计与研究,研制出"华龙一号"核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在:棒位处理数字化平台采用先进的可编程... 详细信息

针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题,结合核电站现场运行维护经验反馈,通过对棒位处理方法的设计与研究,研制出"华龙一号"核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在:棒位处理数字化平台采用先进的可编程逻辑控制系统,使得逻辑处理功能得以全面实现;棒位处理方法采用信号分时选通加冗余采集技术,使得棒位信号的采集更加高效稳定。棒位失步判断方法采用动态与静态相结合的故障处理技术,使得棒位信号的处理功能更加完善。

关键词：华龙一号控制棒棒位处理分时选通冗余采集棒位失步

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基于相角裕度的PID控制器自整定改进算法的研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 108-113页

作者：郑艳秋张英尤恺赵梦薇李羿良陈冠宇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 中国核动力研究设计院成都610213

为实现电厂比例-积分-微分(PID)控制器参数的快速高效整定,深入分析继电特性法中基于相角裕度自整定方法(PM法)存在的问题,针对工程应用中最常见的一阶惯性加纯迟延对象,提出一种改进的PM法。改进算法提出了目标相角裕度的设计和被控对... 详细信息

为实现电厂比例-积分-微分(PID)控制器参数的快速高效整定,深入分析继电特性法中基于相角裕度自整定方法(PM法)存在的问题,针对工程应用中最常见的一阶惯性加纯迟延对象,提出一种改进的PM法。改进算法提出了目标相角裕度的设计和被控对象的辨识方法,然后用优化算法对整定公式的修正系数进行寻优,获取使得控制曲线时间与误差乘积的绝对值积分(ITAE)指标最小的PID控制器参数。最后,通过主蒸汽温度相对给水扰动的广义被控对象模型的自整定实验,验证了改进算法优于传统的PM法和齐格勒-尼科尔斯公式(Z-N法),能快速获得稳定的控制曲线。

关键词：继电特性法相角裕度自整定方法(PM法) 一阶惯性加纯迟延对象自整定相角裕度

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压水堆核电厂运行模式总体设计研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 203-207页

作者：崔怀明周金满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

根据电网需求和建造成本选择适当的反应堆功率控制方式并确定运行模式的功能要求,然后根据确定的运行模式功能要求,进行运行模式设计、控制系统设计及甩负荷设计;最后对采用该运行模式的核电厂进行堆芯功率能力分析和相关事故分析,结果... 详细信息

根据电网需求和建造成本选择适当的反应堆功率控制方式并确定运行模式的功能要求,然后根据确定的运行模式功能要求,进行运行模式设计、控制系统设计及甩负荷设计;最后对采用该运行模式的核电厂进行堆芯功率能力分析和相关事故分析,结果表明采用该运行模式的核电厂是安全的;以先进的六十万千瓦级中国压水堆(ACP600)核电厂运行模式研制的全过程为实例进行论述,结果也表明了本文的运行模式总体设计方法切实可行。

关键词：压水堆运行模式基负荷负荷跟踪控制系统安全分析

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面向协方差矩阵抽样的快堆不确定性分析方法研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 81-85页

作者：朱润泽马续波王冬勇张斌彭星杰王连杰华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

基于传统统计学抽样的不确定性分析方法由于算法简单、程序容易实现及同时考虑高阶效应受到国内外广泛关注,但上述方法通常需要大量样本才能保证响应量计算精度。研究发现,产生以上现象的原因是抽样样本质量不高。通过改进抽样方法,面... 详细信息

基于传统统计学抽样的不确定性分析方法由于算法简单、程序容易实现及同时考虑高阶效应受到国内外广泛关注,但上述方法通常需要大量样本才能保证响应量计算精度。研究发现,产生以上现象的原因是抽样样本质量不高。通过改进抽样方法,面向协方差矩阵抽样时小样本量可以保证较高的计算精度。文中首先从理论上证明了面向协方差矩阵抽样方法的可行性,用简单测试题对其进行验证。在此基础上,使用自主开发的快能谱反应堆敏感性和不确定性分析程序SUFR,选取国际快堆基准装置ZPR-6/7,计算多个核素不同反应类型的核截面引起的有效增殖因子(keff)的不确定度,并与使用确定论方法计算的不确定度进行对比。结果表明,使用面向协方差矩阵抽样的情况下,样本量为50时,2种方法计算的不确定度偏差均低于1.3%。由此说明,面向协方差矩阵抽样方法可以很好地解决传统抽样方法计算不确定度时存在的问题,且SUFR程序面向协方差矩阵抽样功能的开发是正确的,该方法是对传统抽样方法的进一步发展。

关键词：统计学抽样不确定性分析钠冷快堆 SUFR

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严重事故下小型安全壳内氢气风险分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 64-68页

作者：许幼幼彭欢欢张明邹志强邓坚王小吉鲍辉程坤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

采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小堆大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速... 详细信息

采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小堆大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速上升,迅速充满蒸汽,并将安全壳内的大部分空气迅速排出,形成蒸汽惰化;在对流较弱区域(如角落),存在氢气积聚现象;当事故进程发展到大量氢气产生时,由于安全壳内空气已经被蒸汽排出并惰化,虽然氢气浓度可以达到较高水平,但是混合气体处于可燃极限外,不存在氢气燃爆的风险。

关键词：严重事故氢气风险分析小型安全壳氢气燃爆

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铪替代银-铟-镉合金控制棒价值分析

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核动力工程 2020年第1期41卷 194-198页

作者：倪东洋刘琨魏彦琴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

随着我国锆铪分离技术的突破,核级海绵铪已经实现了工业规模的生产,为国内核电厂使用铪作为控制棒材料奠定了物质基础。本文从控制棒价值及控制棒材料燃耗特性角度,分析天然铪(Hf)、硼化铪(HfB2)、氢化铪(HfHX)、氧化铪(HfO2)4种材料替... 详细信息

随着我国锆铪分离技术的突破,核级海绵铪已经实现了工业规模的生产,为国内核电厂使用铪作为控制棒材料奠定了物质基础。本文从控制棒价值及控制棒材料燃耗特性角度,分析天然铪(Hf)、硼化铪(HfB2)、氢化铪(HfHX)、氧化铪(HfO2)4种材料替代银-铟-镉合金(AIC)控制棒的可行性,分析结果表明:从增加控制棒价值的角度,替代AIC的优先顺序为HfB2>HfH3>Hf;从工程应用角度,应用于国内主流核电厂时,替代AIC的首选铪材料为Hf。

关键词：铪材料控制棒价值控制棒燃耗特性替代银-铟-镉合金(AIC)

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