检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化仪表 2023年第S1期44卷 186-189,195页

作者：穆兰芬张大林西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安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四川成都610213

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风... 详细信息

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风险的措施”如何在核安全级仪控产品设计制造过程中运用和实施进行了研究。将通用质量管理标准要求应用于核安全级仪控产品设计制造过程的风险识别和控制,总结了一套核安全级仪控产品设计制造风险管理的方法。此研究适用于电子产品设计制造的风险识别,以提升电子产品设计制造质量、推动高质量发展。

关键词：核安全仪控产品风险识别质量管理设计制造

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两相流流体网络水力热力耦合计算分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 5-9页

作者：王雅峰刘东于洋潘炎唐雷庞勃黄擎宇周俊燚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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程... 详细信息

根据核电厂流体系统设计、安全分析与高精度仿真计算验证的需要,针对核电厂二回路系统蒸汽参数变化剧烈等两相流问题,进行了两相流流体网络水力热力耦合分析模型及算法研究,建立了一种能够准确响应流体网络中热力参数剧烈动态变化过程的两流体模型,并结合先进的编程技术实现软件开发。验证结果表明耦合模型能够实现两相流流体网络的稳态和瞬态分析,与传统求解方式相比,耦合模型仿真趋势更合理,更符合真实情况,可适用于各种拓扑结构的两相流流体网络的仿真计算。

关键词：两相流流体网络算法研究水力热力耦合软件开发

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板状燃料组件进口堵流事故数值模拟

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核动力工程 2020年第S02期41卷 92-97页

作者：程瑞琪熊进标上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

当板状燃料元件由于辐照发生肿胀变形或者堆芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道进口堵流事故。采用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,在板状燃料进口堵流50%事故下对冷却剂单通道和冷却剂并联多通道进行了稳态数值模拟,得... 详细信息

当板状燃料元件由于辐照发生肿胀变形或者堆芯内部的材料碎片流入流道时,可能会发生冷却剂通道进口堵流事故。采用计算流体力学(CFD)软件STAR-CCM+,在板状燃料进口堵流50%事故下对冷却剂单通道和冷却剂并联多通道进行了稳态数值模拟,得到堵流事故下冷却剂的温度场与速度场。结果表明,进口堵流事故发生后,冷却剂在堵块的后方产生回流形成漩涡区域,漩涡区中心点冷却剂速度最低,温度最高。最高温度未超过冷却剂饱和沸腾点,符合热工设计准则。

关键词：板状燃料堵流事故矩形窄通道 STAR-CCM+

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典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

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核科学与工程 2021年第2期41卷 366-377页

作者：杨雯任彦昊吴攀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四川成都610041 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱... 详细信息

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。

关键词：超临界水堆非能动安全系统 CSR1000 安全系统设计事故分析

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模块化RPV支座冷却结构优化设计

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机械工程师 2022年第5期 55-57页

作者：何震田俊科陈富财陈树谢永奇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 北京航空航天大学北京100191

压力容器支承支座是反应堆重要组成部分,其主要功能是定位反应堆压力容器并传递工况载荷。受一回路冷却剂高温影响,支座应考虑必要的通风系统,以确保支座外围混凝土基台的工作温度不超过设计限值。文中以模块化RPV支承支座为研究对象,... 详细信息

压力容器支承支座是反应堆重要组成部分,其主要功能是定位反应堆压力容器并传递工况载荷。受一回路冷却剂高温影响,支座应考虑必要的通风系统,以确保支座外围混凝土基台的工作温度不超过设计限值。文中以模块化RPV支承支座为研究对象,建立支承支座通风冷却结构的CFD模型进行温度场仿真,研究通风系统对支座温度的影响,完成支座混凝土基台工作温度的评估,结合分析成果给出RPV支座通风结构的优化,为模块化RPV支座的优化设计提供理论依据。

关键词： RPV支座通风系统温度场优化设计

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事故容错燃料包壳表面液滴碰撞行为及Leidenfrost现象实验研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 35-40页

作者：王泽锋马云飞钟明君熊进标杨燕华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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为了研究事故容错燃料包壳表面的液滴Leidenfrost现象,本研究采用高速相机对液滴与事故容错燃料包壳SiC和FeCrAl的碰撞行为进行可视化观测,并与常规包壳材料Zr-4对比。结果表明,液滴碰撞方式有沉积、带二次液滴散射的反弹、带二次液滴... 详细信息

为了研究事故容错燃料包壳表面的液滴Leidenfrost现象,本研究采用高速相机对液滴与事故容错燃料包壳SiC和FeCrAl的碰撞行为进行可视化观测,并与常规包壳材料Zr-4对比。结果表明,液滴碰撞方式有沉积、带二次液滴散射的反弹、带二次液滴散射的碎化、反弹和碎化5种;沉积属于核态沸腾换热,反弹和碎化属于膜态沸腾,带二次液滴散射的反弹和带二次液滴散射的碎化属于过渡沸腾换热;液滴的临界热流密度(CHF)温度与韦伯数(We)无关,而Leidenfrost温度随着We和固体表面蓄热系数的增大而增大;在膜态沸腾阶段,液滴的铺展行为与温度无关,随着We的增大,液滴铺展的更快,且能达到更高的铺展因子。

关键词：碰撞方式事故容错燃料 Leidenfrost现象铺展行为

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燃料组件精细化定位格架模型开发及评价

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核动力工程 2020年第4期41卷 197-202页

作者：刘伟刘扬李捷彭诗念江光明刘余杜思佳邱志方邓坚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

为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架... 详细信息

为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性,本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型,选用合适的摩擦阻力表达式,对格架上的交混翼进行精细化建模,采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率,引入阻塞因子计算由定位格架引起的湍流交混效应,并将建立的精细化定位格架模型植入子通道分析程序(ATHAS),对压水堆子通道和棒束实验(PSBT)基准题进行计算分析。结果表明,本文开发的精细化定位格架模型能够提高燃料组件子通道内空泡份额和温度分布的预测准确性,为棒束通道流场、焓场计算和临界热流密度(CHF)预测奠定了基础。

关键词：燃料组件格架模型湍流交混子通道分析

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熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 460-470页

作者：刘明皓王成龙张大林秋穗正张玉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四川成都610041 西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反... 详细信息

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反应堆系统的非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,本文对MSRE堆开展了典型事故工况下系统的瞬态特性分析,包括无保护反应性引入事故、无保护堆芯入口过冷事故、无保护失流事故、冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故。分析结果表明,在各事故条件下,系统关键温度参数均在安全限值范围之内,HP-PRHRS系统能够有效导出燃料盐衰变热,确保反应堆系统安全,从而理论验证了HP-PRHRS概念设计的可行性与合理性。

关键词：非能动余热排出系统高温热管热工水力分析熔盐堆

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毒物不锈钢屏蔽材料中第二相的析出行为

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金属热处理 2020年第5期45卷 34-39页

作者：赵勇刘云明谷明非潘钱付张宏智强瑞王录全中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都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四川成都610213

利用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)和X射线衍射仪(XRD)对毒物不锈钢中第二相的析出行为进行了研究,并分析了第二相析出对基体组织稳定性和轧制开裂的影响机制。结果表明:不锈钢中第二相主要以Gd-Ni系为主,其析出数量随着Gd含量的增加... 详细信息

利用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)和X射线衍射仪(XRD)对毒物不锈钢中第二相的析出行为进行了研究,并分析了第二相析出对基体组织稳定性和轧制开裂的影响机制。结果表明:不锈钢中第二相主要以Gd-Ni系为主,其析出数量随着Gd含量的增加而增加,当Gd含量(质量分数)由1. 87%增加至7. 87%时,第二相的析出面积分数由5. 5%增至20. 3%。其次,第二相的析出破坏了基体组织的稳定性,随着Gd含量的增加,不锈钢基体组织经历了单相奥氏体→奥氏体+铁素体两相组织→单相铁素体的转变过程。第二相的析出使得不锈钢塑性下降,同时促进轧制裂纹的萌生和发展。

关键词：毒物不锈钢第二相析出

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基于SOM聚类算法的核级管道支吊架根部智能选型研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 193-196页

作者：唐涌涛段永强黄捷苏荣福余红星刘雨晨文剑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 四川电力设计咨询有限责任公司成都610094

基于数据挖掘技术,对核级管道支吊架根部智能选型数据预处理方法开展了研究,研究了根部选型预处理的分类方法,设计了数据预处理流程,确定了支吊架根部选型的优先级顺序;基于自组织映射网络(SOM)聚类算法,研究了支吊架根部智能选型数据... 详细信息

基于数据挖掘技术,对核级管道支吊架根部智能选型数据预处理方法开展了研究,研究了根部选型预处理的分类方法,设计了数据预处理流程,确定了支吊架根部选型的优先级顺序;基于自组织映射网络(SOM)聚类算法,研究了支吊架根部智能选型数据的计算流程;设计了实验平台,基于实际工程数据,验证了算法的可行性和有效性,证明了数据的预处理及聚类效果明显。

关键词：数据挖掘自组织映射网络(SOM)聚类算法数据预处理支吊架根部选型

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