检索结果-内蒙古大学图书馆

科技创新导报 2020年第13期17卷 69-71页

作者：张斌李云召吴宏春刘勇王冬勇王星博钟旻霄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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

压水堆堆芯中子学计算中,扩散系数对堆芯Pin-by-pin计算结果有着重要的影响。本文对扩散系数的计算方法进行了研究,基于菲克定律,研究了三种不同的扩散系数归并方法。基于KAIST基准题分析比较了不同少群扩散系数的求解方法对堆芯Pin-by-... 详细信息

压水堆堆芯中子学计算中,扩散系数对堆芯Pin-by-pin计算结果有着重要的影响。本文对扩散系数的计算方法进行了研究,基于菲克定律,研究了三种不同的扩散系数归并方法。基于KAIST基准题分析比较了不同少群扩散系数的求解方法对堆芯Pin-by-pin计算精度的影响,计算结果表明,采用以栅元总泄漏率守恒原则归并得到少群扩散系数的方法能兼顾特征值与棒功率的计算精度,拥有更好的计算效果。

关键词： Pin-by-pin计算扩散系数泄漏率守恒

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一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究

一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究

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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：赵文博胡永明王侃姚栋清华大学工程物理系北京 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 清华大学核研院北京 100084 清华大学工程物理系北京 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都 610041

利用基于第二类边界条件的节块格林函数方法的计算结果，从近似求解节块内扩散方程的原理出发，通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目，得到了一系列功率重构方法。计算了IAEA和BIBLIS基准题，通过与CITATION细网程序... 详细信息

利用基于第二类边界条件的节块格林函数方法的计算结果，从近似求解节块内扩散方程的原理出发，通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目，得到了一系列功率重构方法。计算了IAEA和BIBLIS基准题，通过与CITATION细网程序计算结果比较，选出了结果较好的三种方法，并对造成偏差的原因进行了分析。

关键词：功率重构节块格林函数扩散方程近似求解

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高温铅铋环境铁马钢表面氧化膜微动磨损行为研究

高温铅铋环境铁马钢表面氧化膜微动磨损行为研究

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中国核学会2023年学术年会

作者：米雪孙奇郑学超朱旻昊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西南交通大学材料科学与工程学院

液态铅铋共晶合金具有优异的热工水力学和中子学性能,是第四代液态金属冷却快堆最重要的冷却工质之一。但铅冷快堆燃料包壳管主要候选材料铁素体/马氏体钢(铁马钢,如T91)在高温铅铋环境中存在严重液态金属腐蚀和脆化问题,一定程度上阻... 详细信息

液态铅铋共晶合金具有优异的热工水力学和中子学性能,是第四代液态金属冷却快堆最重要的冷却工质之一。但铅冷快堆燃料包壳管主要候选材料铁素体/马氏体钢(铁马钢,如T91)在高温铅铋环境中存在严重液态金属腐蚀和脆化问题,一定程度上阻碍了该堆型的工程化应用进程。研究表明,铁马钢表面氧化层可阻碍液态铅铋合金与钢材料表面的直接接触,从而缓解腐蚀和脆化效应。然而,在实际堆内环境中,铁马钢表面的氧化膜会遭受由流致振动诱发的微动磨损作用,其完整性受到了极大的考验。本文针对液态铅铋合金环境下T91钢表面氧化膜在发生微动磨损时的完整性问题,开展切向微动磨损实验研究。结果表明,微动磨损会导致T91钢表面氧化层以脆性剥落的方式失效。诱发剥落的微裂纹倾向于优先在位于磁铁矿/Fe-Cr尖晶石界面上的孔洞处形核,继而沿着该界面以及Fe-Cr尖晶石/基体界面扩展。当微裂纹尺寸超过一定的临界值,氧化膜便发生逐层脱落。

关键词：铅铋合金氧化膜微动磨损铁素体/马氏体钢

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反应堆压力容器筒体及接管整体集成锻件成型方案研究

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科技视界 2022年第30期 40-43页

作者：王昫心胡杰周高斌核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213 中国一重集团有限公司天津300000

受限于国内工业生产能力和锻件生产水平,目前核电上反应堆压力容器的筒体部分一般为多个锻件或锻件集合组焊而成的锻焊结构。多个锻件组焊而成的筒体结构会增加了焊缝区域,增加了产生缺陷的风险,同时制造速度和材料利用率较低,增加了制... 详细信息

受限于国内工业生产能力和锻件生产水平,目前核电上反应堆压力容器的筒体部分一般为多个锻件或锻件集合组焊而成的锻焊结构。多个锻件组焊而成的筒体结构会增加了焊缝区域,增加了产生缺陷的风险,同时制造速度和材料利用率较低,增加了制造成本。通过锻件有效集成整合已成为提高设备安全性、可靠性的主要技术途径之一。反应堆压力容器筒体及接管整体集成锻件是指将筒体法兰-接管段、进/出口接管、堆芯筒体集成一体化的整体锻件。不同于目前成熟的锻造成型方案,为避免因锻造辅具或锻造工艺不合理造成的预制毛坯流线紊乱,需要专门针对一体化整体集成锻件结构设计锻造辅具与成型方案,并通过数值模拟进行不断优化,验证该锻件成型方案可行性的同时,对优化实际制造工艺同样具有重要的理论指导意义。

关键词：反应堆压力容器集成锻件成型工艺

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一种基于DeviceNet现场总线协议的安全通信层设计

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南华大学学报（自然科学版） 2016年第2期30卷 87-92页

作者：刘曜袁熹刘朝晖吴志强韩文兴阳小华南华大学计算机科学与技术学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

以核电站数字仪控系统为背景,以提高网络通信可靠性为目的,提出一种基于Device Net现场总线协议的安全通信层协议设计.本研究通过分析国标IEC61784所提出的八种通信故障,在原协议的基础上扩展了几种安全措施,可以预防以上所有通信故障,... 详细信息

以核电站数字仪控系统为背景,以提高网络通信可靠性为目的,提出一种基于Device Net现场总线协议的安全通信层协议设计.本研究通过分析国标IEC61784所提出的八种通信故障,在原协议的基础上扩展了几种安全措施,可以预防以上所有通信故障,保证整个通信系统的可靠性和安全性.本文在硬件平台MICON系统上进行了协议栈的开发和验证,实验证明这些措施能够满足该平台对可靠性及安全性的需求.

关键词： DeviceNet 可靠性安全通信层通信故障 MICON

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压水堆堆芯Pin-by-pin计算广义等效均匀化方法研究

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科技创新导报 2020年第14期17卷 59-62页

本文研究了广义等效均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的理论模型,针对矩形指数函数展开扩散方法和矩形指数函数展开简化球谐函数(SP3)方法推导了零阶不连续因子和二阶不连续因子的计算公式,通过SP3方程形式构造伪固定源问题解决... 详细信息

本文研究了广义等效均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的理论模型,针对矩形指数函数展开扩散方法和矩形指数函数展开简化球谐函数(SP3)方法推导了零阶不连续因子和二阶不连续因子的计算公式,通过SP3方程形式构造伪固定源问题解决了高阶输运方程无法提供SP3方程中二阶中子通量密度的问题。数值结果表明,广义等效均匀化方法能有效提高压水堆堆芯Pin-by-pin计算的计算精度。

关键词： Pin-by-pin计算矩形指数函数展开广义等效均匀化方法不连续因子

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核反应堆超临界二氧化碳布雷顿循环中的印刷电路板换热器

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科技视界 2021年第12期 147-148页

作者：曾涛秦婧方华伟李沛颖韩冰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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司四川成都643001

与蒸汽朗肯循环相比,应用于核反应堆的超临界二氧化碳(SCO2)布雷顿循环。具有更加紧凑的结构,能够达到更高的效率。PCHE是其最核心的部件,文章对PCHE四种典型流道结构的特点及其原理,进行了详细的阐述。并基于目前研究存在的问题,提出... 详细信息

与蒸汽朗肯循环相比,应用于核反应堆的超临界二氧化碳(SCO2)布雷顿循环。具有更加紧凑的结构,能够达到更高的效率。PCHE是其最核心的部件,文章对PCHE四种典型流道结构的特点及其原理,进行了详细的阐述。并基于目前研究存在的问题,提出了进一步深入研究的几点展望供参考。

关键词：核反应堆超临界二氧化碳布雷顿循环印刷电路板换热器

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小型安全壳复杂空间内MSLB下传热数值模拟

小型安全壳复杂空间内MSLB下传热数值模拟

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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：林盛盛王升飞陈耀峰蒋孝蔚华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室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

在发生MSLB(主蒸汽管道破裂)事故时,高温高压的蒸汽迅速进入安全壳,导致壳内快速升温升压,危及安全壳的完整性。小型堆安全壳体积小,内部结构复杂,使其安全壳内传热现象与大型堆安全壳不同。本文以ACP100小型堆安全壳为研究对象,忽略抑... 详细信息

在发生MSLB(主蒸汽管道破裂)事故时,高温高压的蒸汽迅速进入安全壳,导致壳内快速升温升压,危及安全壳的完整性。小型堆安全壳体积小,内部结构复杂,使其安全壳内传热现象与大型堆安全壳不同。本文以ACP100小型堆安全壳为研究对象,忽略抑压水池和其它管线,以压力容器、堆芯补水箱和安注箱为主体建立安全壳模型,同时以蒸汽为介质,采用CFX软件中的SST模型对其进行稳态数值模拟。分析在主蒸汽管道破裂事故下,破口速度、破口高度和破口大小对安全壳内传热的影响。计算结果表明:(1)安全壳与堆芯补水箱之间的温度较低,冷却效果较好;(2)破口速度和破口大小的增加会使注入安全壳内热量增加,安全壳内温度升高;(3)破口高度增加,流体在向上运动过程中受压力容器和右侧堆芯补水箱的约束越小,易形成倒圆锥型喷射,与安全壳穹顶换热也越充分。

关键词：小型堆安全壳复杂空间传热数值模拟

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基于通用生产函数的控制棒驱动机构任务可靠性评估模型

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科学技术创新 2020年第35期 52-53页

作者：李国栋付国忠高凯烨米洁甄真杜华张志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610213 北京信息科技大学机电工程学院北京100192

控制棒驱动机构是核反应堆的重要机构和关键设备之一,直接影响着核反应堆能否正常运行和是否安全可靠。本文利用通用生产函数(Universal Generating Function,UGF),以滑窗系统结构为原型,构建了控制棒驱动机构的任务可靠性评估模型。

关键词：控制棒驱动机构通用生产函数研究

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反应堆多物理场耦合计算中的不确定性研究概述

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核科学与技术 2024年第1期12卷 36-51页

作者：彭翠婷胡梦岩熊青文杨军华中科技大学能源与动力工程学院核工程与核技术系湖北武汉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

核反应堆是一个由粒子场、温度场、流体场、应力场等多个物理过程相互紧密耦合的系统,先进核反应堆数值模拟需要解决多尺度、大规模、多物理场耦合问题。近年来,随着计算机技术和现代数值仿真技术的进步,使得通过多物理场、多尺度等耦... 详细信息

核反应堆是一个由粒子场、温度场、流体场、应力场等多个物理过程相互紧密耦合的系统,先进核反应堆数值模拟需要解决多尺度、大规模、多物理场耦合问题。近年来,随着计算机技术和现代数值仿真技术的进步,使得通过多物理场、多尺度等耦合框架实现对反应堆综合性能的大规模数值模拟成为可能,数值反应堆乃至反应堆数字孪生系统成为数值模拟的总体目标。随着最佳估算加不确定性分析方法的推广,不确定性分析成为核反应堆设计和安全分析的重要组成部分。相比起针对单一程序或单一物理场的不确定性分析,对于多物理场耦合计算的不确定性分析则更为复杂,除了各个物理场模拟本身的不确定性外,还必须考虑程序耦合过程中引入的不确定性,该方面的研究尚不够深入。本文从单物理场计算程序的不确定性源及其分析方法出发,对目前已开展的耦合程序计算不确定性分析相关工作进行了总结和阐述,并对多物理场耦合计算中的混合不确定性研究进行了初步分析。

关键词：耦合计算不确定性分析数值反应堆混合不确定性

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