检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第S02期41卷 54-58页

作者：张坤庞华陈平张林邢硕何梁秋博文惠永博唐昌兵王严培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

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件... 详细信息

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件在热态零功率蒸汽管道破裂(HZPSLB)事故下的堆内行为,结果显示CF3燃料元件包壳在该事故下不会发生屈服,进而验证了CF3燃料元件的安全性。

关键词：蒸汽管道破裂(SLB)事故燃料元件性能分析

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UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 84-86页

作者：陈平刘振海李文杰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610041

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循... 详细信息

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。

关键词： UO2混合芯块锆合金包壳涂层燃料性能分析

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内置稳压隔热水层的设计与数值研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 78-81页

作者：曾畅隋海明任云钟发杰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ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的... 详细信息

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的流动和导热能力较弱,可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。

关键词： ACP100+ 内置稳压器隔热水层数值分析

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中国超临界水冷堆CSR1000总体设计研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 5-8页

作者：李翔李庆夏榜样李满昌刘龙升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

简要介绍了中国超临界水冷堆(CSR1000)的总体设计,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) CSR1000 总体设计

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数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

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核动力工程 2018年第3期39卷 95-99页

作者：马权罗琦宋小明刘艳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

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统(DCS)紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的... 详细信息

以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统(DCS)紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。

关键词：数字化安全级分布式控制系统(DCS) 紧急停堆系统 2oo3架构共因失效

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研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 220-225页

作者：刘孟龙王浩煜周毅朱发文袁攀黄山邓霜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

对典型的研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性进行了数值模拟研究,分析了在碰撞过程中燃料组件应力响应特性、燃料元件定位结构的承载特征以及填充缓冲材料对燃料组件碰撞的保护效果。研究发现:在碰撞过程中燃料元件端部附近有明显的应... 详细信息

对典型的研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性进行了数值模拟研究,分析了在碰撞过程中燃料组件应力响应特性、燃料元件定位结构的承载特征以及填充缓冲材料对燃料组件碰撞的保护效果。研究发现:在碰撞过程中燃料元件端部附近有明显的应力集中现象,增加燃料元件端部包壳长度可避免应力集中对芯体产生影响;燃料元件端部定位结构承受的载荷显著大于中部,加强端部定位结构的强度可提升燃料组件承载能力;缓冲材料在碰撞过程中对燃料组件具有良好的吸能保护功能,同时能平缓碰撞中的动能变化以及碰撞后的结构振动。

关键词：燃料组件碰撞分析研究堆定位结构缓冲材料

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燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT开发及初步验证

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核动力工程 2024年第3期45卷 28-36页

作者：齐飞鹏刘振海尹春雨罗剑刘勇钱立波周毅王浩煜陈平李权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

为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件,基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC,搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT,实现了燃料模块、... 详细信息

为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件,基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC,搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT,实现了燃料模块、热工水力模块及中子物理模块的双向耦合。耦合平台采用模块化设计思想,利用中间数据接口管理耦合参数并明确各模块的“边界”,借助各模块的输入/输出文本文件实现耦合参数的更新与反馈,避免了对已有程序进行源码级修改。采用非对称Picard迭代算法实现模块间的双向耦合,将物理和热工模块看作黑盒子程序,在燃料热力学求解过程中依次调用RMC和ARSAC执行计算并交换数据,反复迭代直到收敛。本文从模块、接口及综合预测结果等方面对MCAT进行初步验证,结果表明MCAT能够准确预测燃料元件内功率、温度、结构变形及冷却剂状态等参数分布,表明MCAT平台在模块开发、耦合流程搭建及编码实现等方面的正确性。

关键词：燃料性能分析多物理场耦合中子物理热工水力 Picard迭代

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反应堆冷却剂流量质量位异常分析与处理

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核动力工程 2024年第3期45卷 263-267页

作者：刘丹会徐涛朱加良何正熙秦越李卓玥石亚东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

针对海南昌江核电1、2号机组调试期间发生的单泵运行时环路上3个流量计全部超量程触发质量位异常现象,从反应堆冷却剂流量信号测量原理、停堆保护逻辑和质量位设置原则入手,对环路流量测量方法及冷停堆状态下流量信号实测数据进行了分... 详细信息

针对海南昌江核电1、2号机组调试期间发生的单泵运行时环路上3个流量计全部超量程触发质量位异常现象,从反应堆冷却剂流量信号测量原理、停堆保护逻辑和质量位设置原则入手,对环路流量测量方法及冷停堆状态下流量信号实测数据进行了分析研究,指出现设计流量信号物理量程无法包络多种运行工况下的相对流量值。根据分析,需对流量计测量范围进行调整,使其输出的4~20 mA电流换算后对应的工艺流量量程从0~120%FP(FP为满功率)调整为0~129%FP(环路流量信号显示为X%FP,表示当前流量为相对满功率运行时流量的X%),并在调试期间将正常满功率运行时的流量计输出电流标定至13.615 mA。

关键词：环路流量弯管流量计质量位异常

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SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

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核动力工程 2014年第S2期35卷 186-189页

作者：王连杰赵文博陈炳德姚栋杨平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

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序AT... 详细信息

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。

关键词：超临界水堆三维瞬态物理-热工水力耦合堆芯瞬态分析

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ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 183-188页

作者：张舒邱志方张晓华陈宏霞方红宇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室

针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重... 详细信息

针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重返临界后堆芯功率峰值过高导致偏离泡核沸腾比(DNBR)低于限制值,分别从快速注入硼溶液和减缓堆芯冷却率的角度,评价不同的安注系统配置以及停运故障环路主泵对于缓解MSLB事故的作用。研究最佳的缓解方案,并提出增设"蒸汽管线压力低-3"信号停运故障环路主泵的设计优化建议。

关键词： ACP600 主蒸汽管道破裂反应性控制堆芯冷却停运主泵

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