检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第2期45卷 241-247页

作者：马誉高曹忠彬王金雨邓坚鲍辉丁书华程坤胡文桢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

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。

关键词：气冷堆进水事故正反应性引入

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空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

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核动力工程 2023年第4期44卷 17-24页

作者：黄迁明李兰柴晓明刘斌应栋川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

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计... 详细信息

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析,基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型,分析了各个方案的优缺点。结果表明,放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择,需要根据应用需求进行筛选;碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料;利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。

关键词：阴影屏蔽空间堆屏蔽限值屏蔽材料屏蔽结构屏蔽优化

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超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析

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核动力工程 2013年第1期34卷 65-70页

作者：李玉光王小彬罗英杨敏李翔付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

基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温... 详细信息

基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温度分布。结果表明:508-III筒体和Inconel 690出口接管焊缝处的最高温度为547 K,现有的SCWR出口接管和蒸汽腔室概念结构设计和材料具备可行性。

关键词：超临界出口接管蒸汽腔室数值分析

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含掉块缺陷燃料棒的热力性能模拟研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 36-41页

作者：唐昌兵陈平周毅陈亮李伟王璐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

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模... 详细信息

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模型等引入数值模拟计算,完成了对具有MPS缺陷燃料棒热力性能的分析。对比具有不同MPS缺陷尺寸燃料棒的热力学性能模拟结果,完成MPS缺陷尺寸对燃料棒热力性能的敏感性分析。模拟结果表明,MPS缺陷会造成燃料棒中心温度升高,并且在包壳内外表面上出现拉压应力交替的现象;MPS缺陷尺寸越大,该影响越显著。较大的掉块尺寸会对反应堆运行过程中燃料棒的结构完整性造成威胁,应引起注意。

关键词：燃料棒 MPS缺陷热力性能数值模拟

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封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落试验研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 70-76页

作者：刘帅江小州冯志鹏黄旋张锐张毅雄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

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析... 详细信息

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析了三通管道漩涡脱落产生的位置及其变化特征。试验结果表明:由于三通管道特有的流场结构会导致在三通位置形成压力波,在旁支管道内形成漩涡;在流体流经主管道与旁支管道的交界区域会产生很大速度梯度,导致在旁支管道前缘位置形成不断脱落的小漩涡团;由于流体粘性作用,旁支管道前缘流体会被主流区域流体带动向下游流动,在前缘位置产生真空区域;主管道与旁支管道交界面速度波动、旁支管道内的漩涡大小、旁支管道前缘的漩涡脱落速度均会随着流速的增加而增大。

关键词：三通管道漩涡脱落 PIV测试水介质

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我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 151-158页

作者：于红程诗思李兰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

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进... 详细信息

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进,提出了用于我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断的分级矩阵以及基于该分级矩阵开发诊断软件的需求。首先,通过建立约束条件,编制具有较强标准化和逻辑性的分级矩阵,特别是各矩阵及其各组成部分的排序;其次,通过建立多入口逻辑树和用户友好界面,开发具有快速诊断功能的诊断软件,特别是各逻辑树的分层和各界面的构成。

关键词：核动力舰船核事故应急应急状态分级矩阵诊断软件

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氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 156-162页

作者：宋建余红星邓坚向清安何晓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610213

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分... 详细信息

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。

关键词：汽泡力平衡热通量拆分临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 能力边际

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裂纹梁非线性响应分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 43-47,51页

作者：蔡逢春张毅雄王明利龚君勇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

基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论... 详细信息

基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论一致。在较大简谐激励幅值条件下,深入探讨几何非线性对含呼吸裂纹梁响应的影响,为空心梁类结构的裂纹识别提供有益参考。

关键词：呼吸裂纹几何非线性谐激励

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基于B&W临界实验基准题的先进中子学组件程序KYLIN V2.0的验证与确认

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核动力工程 2021年第S02期42卷 113-118页

作者：赵晨彭星杰张斌柴晓明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成都610213

KYLIN V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的先进中子学组件程序,程序分别采用子群共振方法、特征线方法、切比雪夫有理近似方法进行共振、输运、燃耗计算,从而提供多群截面库。本文采用B&W临界实验基准题对于KYLIN V2.0程序进行... 详细信息

KYLIN V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的先进中子学组件程序,程序分别采用子群共振方法、特征线方法、切比雪夫有理近似方法进行共振、输运、燃耗计算,从而提供多群截面库。本文采用B&W临界实验基准题对于KYLIN V2.0程序进行验证确认,包括了B&W1484临界基准题21个算例、B&W1810临界基准题23个算例等。计算结果表明,KYLIN V2.0程序计算结果与测量数据吻合较好,验证了KYLIN V2.0程序具有较好计算精度与非均匀计算能力。

关键词： B&W临界实验基准题中子学组件程序 KYLIN V2.0 验证与确认

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概率安全评价在核能安全分析领域的应用和发展

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核动力工程 2020年第6期41卷 1-7页

作者：余红星武铃珺邓纯锐邓坚卢毅力张航彭欢欢王小吉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

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化... 详细信息

概率安全评价(PSA)是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手,首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异;其次,梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程,通过回顾PSA在技术和法规上的变化,展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系;再次,阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用,并通过华龙一号(HPR1000)的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后,对PSA技术未来的发展方向进行了预测,指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合,PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。

关键词：概率安全评价(PSA) 核能安全堆芯损伤频率(CDF) 大量放射性释放频率(LRF) 放射性风险

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