检索结果-内蒙古大学图书馆

科学技术创新 2025年第8期 34-37页

作者：陈爽刘诗文杨钊孙燕田野欧阳斌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

为研究离心泵变转速工况下的流动特性,本文首先利用MRF模型模拟离心泵额定转速工况下的稳态流场,为变转速工况瞬态计算提供初始流场,然后利用sliding mesh模型模拟离心泵变转速工况下的瞬态流场。数值模拟结果表明:使用MRF模型和sliding... 详细信息

为研究离心泵变转速工况下的流动特性,本文首先利用MRF模型模拟离心泵额定转速工况下的稳态流场,为变转速工况瞬态计算提供初始流场,然后利用sliding mesh模型模拟离心泵变转速工况下的瞬态流场。数值模拟结果表明:使用MRF模型和sliding mesh模型可以很好的模拟离心泵的稳态和瞬态流场;模拟中捕捉到了离心泵变转速过程中的压力脉动,获取了扬程变化曲线和压力、速度场分布,可为掌握变转速工况下离心泵的流动特性提供指导。

关键词：离心泵变转速工况数值模拟 MRF

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超临界水冷堆堆内构件选材研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 60-64页

作者：周禹张宏亮李满昌唐睿范恒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

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体... 详细信息

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体系的确立、正在开展的候选材料评价工作以及近期取得的成果展开论述。

关键词：超临界水冷堆堆内构件材料

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辅助给水系统超流量分析及改进

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核动力工程 2014年第S1期35卷 93-96页

作者：曾畅赖建永段永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

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问... 详细信息

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问题进行仿真验证和分析,提出报警信号延迟的改进方案,有效地解决了除氧器超流量报警的问题。

关键词：辅助给水系统孔板除氧器仿真

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弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 60-64页

作者：田超景福庭夏明明黄迁明刘嘉嘉肖锋吕焕文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

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定... 详细信息

为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性,开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究,开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序,并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明:沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异;裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比;对于弥散型燃料而言,起泡破损中通过反冲释放的占比较低;相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项,为后续相关研究工程设计奠定基础。

关键词：弥散型燃料裂变产物源项起泡破损

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反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

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核动力工程 2021年第2期42卷 193-196页

作者：黄宗仁王明利李峰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(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系... 详细信息

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。

关键词：华龙一号(HPR1000) 反应堆冷却剂系统(RCS) 流量测量试验研究与设计

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ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

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核动力工程 2015年第6期36卷 56-60页

作者：关仲华向清安陈彬余红星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

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 详细信息

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。

关键词：堆芯熔融物压力容器内滞留风险导向事故分析方法

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安全级软件V&V活动流程的探讨

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核动力工程 2016年第6期37卷 90-93页

作者：何鹏杨戴博朱加良李红霞余俊辉朱毖微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

为了确保核电厂数字化系统中安全级软件的质量,有必要对这些软件开展完善的验证和确认(V&V)活动。在国内外标准体系的指导下,建立合乎标准要求的V&V活动流程,并开展一系列严格和完整的V&V活动,是当前较为可行的提高软件质... 详细信息

为了确保核电厂数字化系统中安全级软件的质量,有必要对这些软件开展完善的验证和确认(V&V)活动。在国内外标准体系的指导下,建立合乎标准要求的V&V活动流程,并开展一系列严格和完整的V&V活动,是当前较为可行的提高软件质量的手段。本文以HAD102/16-2004和IEEE 1012-2004为依据,详细探讨了安全级软件开发过程的V&V流程,并对V&V活动中一些重要问题进行了讨论,以期为安全级软件的V&V活动开展提供一定的借鉴。

关键词：安全级软件 V&V 标准体系追踪分析人因故障

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自然循环工况下蒸汽发生器U型管中倒流特性研究

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核动力工程 2014年第3期35卷 11-14页

作者：辛素芳彭诗念张渝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

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发... 详细信息

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。

关键词：倒流蒸汽发生器自然循环

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MOX堆芯中子注量计算方法研究

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核动力工程 2014年第S2期35卷 27-30页

作者：唐松乾谭怡应栋川魏述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

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用... 详细信息

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。

关键词： MOX 快中子注量 VENUS-2

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超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 45-49页

作者：姚磊夏榜样卢迪王连杰李翔王诗倩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

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置"水棒"或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000... 详细信息

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置"水棒"或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果,开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。

关键词：超临界水冷堆简化堆芯概念设计

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