检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第6期36卷 154-157页

作者：李垣明谢清清辛勇周毅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

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度... 详细信息

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。

关键词：研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值

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一种压水堆燃料组件可拆连接结构研制

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核动力工程 2013年第4期34卷 157-160页

作者：黄新东黄辉洪龙谭宏伟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

简要介绍压水堆燃料组件的结构,分析可拆接头存在的问题和需满足的技术特征。在此基础上重新提出一种压水堆燃料组件可拆连接结构的设计方案,并根据实验件的验证结果对结构进行优化。优化后连接结构的实验表明,多次拆装后每个试验件均... 详细信息

简要介绍压水堆燃料组件的结构,分析可拆接头存在的问题和需满足的技术特征。在此基础上重新提出一种压水堆燃料组件可拆连接结构的设计方案,并根据实验件的验证结果对结构进行优化。优化后连接结构的实验表明,多次拆装后每个试验件均可实现转动灵活、锁紧可靠、拆装便捷、具备互换性等设计要求。

关键词：先进燃料组件可拆接头研制

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ACP100S浮动核电站总体设计及验证

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核动力工程 2020年第5期41卷 189-192页

作者：李庆宋丹戎曾未陈长刘佳王东辉肖仁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

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优... 详细信息

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。

关键词： ACP100S 浮动核电站模块化小型堆

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含MOX燃料组件堆芯顶端注量率峰问题研究

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核动力工程 2018年第S2期39卷 10-14页

作者：李松岭李天涯郭兴坤于颖锐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

通过详细的建模分析,阐述了顶端注量率峰产生的现象及原因,发现钚铀氧化物混合(MOX)组件顶端热中子注量率峰普遍存在于UO2燃料与MOX燃料的混合堆芯中,针对这一问题,提出了改变MOX组件或UO2组件的顶端组成,在组件顶端加入不同的材料,达... 详细信息

通过详细的建模分析,阐述了顶端注量率峰产生的现象及原因,发现钚铀氧化物混合(MOX)组件顶端热中子注量率峰普遍存在于UO2燃料与MOX燃料的混合堆芯中,针对这一问题,提出了改变MOX组件或UO2组件的顶端组成,在组件顶端加入不同的材料,达到减少中子注量率峰的目的。计算表明,通过在MOX燃料棒顶部加入12～18 cm的Gd2O3毒物的效果最好;采用MOX燃料中心开孔的方式,也能解决这一问题。

关键词：钚铀氧化物混合(MOX)燃料组件顶端注量率峰中心孔

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二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

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核动力工程 2023年第3期44卷 160-164页

作者：鲜麟李峰喻娜吴清邱志方邓坚卢毅力李海颖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

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软... 详细信息

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关,管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程,并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明,各方案均能实现系统功能,在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点,结合工程实际,管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。

关键词： ARSAC软件二次侧非能动余热排出系统(PRS) 全厂断电

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压水堆二次中子源源强计算研究

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核动力工程 2014年第S2期35卷 64-66页

作者：景福庭肖锋刘嘉嘉谭怡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610041

根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用... 详细信息

根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用于快速计算二次中子源源强。

关键词：二次中子源源强 MCNP

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华龙一号堆芯中子注量率测量系统自给能中子探测器关键参数研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 45-49页

作者：黄有骏李文平杨戴博蒋天植王银丽喻恒林超张芸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

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的... 详细信息

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的核、电性能关键参数进行研究和分析,并给出了SPND的设计方案。通过堆上试验验证,其性能满足华龙一号堆芯中子注量率测量的设计需求。

关键词：华龙一号堆芯中子注量率测量自给能中子探测器(SPND) 关键参数

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基于CFD的燃料组件上管座阻力特性数值模拟研究

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核动力工程 2017年第S2期38卷 29-33页

作者：魏宗岚杜思佳王啸宇吴广皓刘松涛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610213

基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说... 详细信息

基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说明了阻流塞是实验测量结果与参考数据存在差异的主要原因,并给出了上管座阻力系数的取值建议。

关键词：上管座水力学 CFD 阻力系数

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氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型研究——物理模型

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核动力工程 2018年第3期39卷 162-165页

作者：何晓强余红星江光明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

针对现有纳米流体临界热流密度(CHF)模型存在的不足,基于气泡力平衡分析方法,考虑接触角和毛细现象带来的影响,构建了针对氧化铝纳米流体CHF的机理模型。结果表明:模型可模拟CHF随纳米流体浓度(c_(NF))变化的规律,随着c_(NF)增加,CHF开... 详细信息

针对现有纳米流体临界热流密度(CHF)模型存在的不足,基于气泡力平衡分析方法,考虑接触角和毛细现象带来的影响,构建了针对氧化铝纳米流体CHF的机理模型。结果表明:模型可模拟CHF随纳米流体浓度(c_(NF))变化的规律,随着c_(NF)增加,CHF开始增加;但增加至某一浓度之后,CHF不再增加而维持恒定值;模型表明CHF与纳米微粒直径(d0)无关,这与已有实验结果吻合;随着接触角或倾斜角增加,模型计算得到的CHF减小。

关键词：氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF) 接触角毛细现象浓度直径

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水平矩形小尺度通道气泡脱离直径预测模型

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核动力工程 2018年第5期39卷 34-37页

作者：田野黄伟罗涵禹王海松李鹏飞孙燕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

为预测水平矩形小尺度通道内气泡脱离直径,以研究其泡核沸腾传热特性,采用力学方法对加热壁面附壁气泡进行力学分析,构建了一种基于受力平衡的气泡脱离直径预测模型。采用可视化实验的方法对其进行验证,结果表明,模型预测结果与实验数... 详细信息

为预测水平矩形小尺度通道内气泡脱离直径,以研究其泡核沸腾传热特性,采用力学方法对加热壁面附壁气泡进行力学分析,构建了一种基于受力平衡的气泡脱离直径预测模型。采用可视化实验的方法对其进行验证,结果表明,模型预测结果与实验数据之间的平均相对误差为±13.52%,该模型具有良好的气泡脱离直径预测准确度。

关键词：受力分析气泡脱离直径可视化泡核沸腾

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