检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第4期42卷 133-137页

作者：尹春雨刘仕超焦拥军周毅高士鑫邢硕青涛汪丽达闫新龙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

三向同性燃料(TRISO)颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏松层堆内密实化,提高疏松层的传热效率,有效降低核芯运行温度;不论采用泡沫不锈钢还是疏松热解碳作为疏松层,内层致密热解碳层(IPyC层)和外层致密热解碳层(OPyC层)的应力均会超过包覆层强度;碳化硅(SiC)层的环向应力随泡沫不锈钢层弹性模量的减小而减小,通过降低泡沫不锈钢弹性模量可以有效控制SiC层应力,保证其结构完整性。因此,应选取气孔率高、弹性模量低的泡沫不锈钢作为TRISO颗粒的疏松层,可在改善热导恶化问题的同时保证SiC层的结构完整性。该研究为TRISO颗粒在工程应用中的优化设计提供了指导。

关键词： TRISO颗粒热-力学行为泡沫不锈钢弹性模量

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压水堆核电厂燃料棒大破口情形下的辐射源项特征研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 65-69页

作者：景福庭吕焕文朱建平高希龙黄迁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610213

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的... 详细信息

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的破损检查结果基本一致。研究表明燃料棒大破口情形下的一回路源项存在以下特征:冷却剂中^(134)I源项的持续上升;典型裂变产物的活度谱与沾污铀的活度谱相近;功率瞬变时没有明显碘峰现象;冷却剂中可以检测出^(239)Np源项。这些规律可用于反应堆的燃料破损分析,有助于及时识别出堆芯出现燃料棒大破口的情形。

关键词：燃料破损燃料释放裂变产物源项

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TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

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核动力工程 2021年第6期42卷 244-247页

作者：徐青蓝邱志方喻娜周科陈宏霞吴鹏陈果吴广皓袁鹏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

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂... 详细信息

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。

关键词： TRANTH软件稳压器流量试验卸压梯度软件验证

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一体化CHF关系式开发系统研制及验证

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核动力工程 2021年第3期42卷 14-17页

作者：刘伟李治刚陆祺杜思佳刘余邓坚胡迎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

针对手动开发临界热流密度(CHF)关系式中环节众多、过程繁琐、数据量大、出错率高、耗时较长等缺点和不足,中国核动力研究设计院(NPIC)进行了一体化CHF关系式开发系统(ICODES)的研制。本文对ICODES的理论基础、系统结构等进行了说明,并... 详细信息

针对手动开发临界热流密度(CHF)关系式中环节众多、过程繁琐、数据量大、出错率高、耗时较长等缺点和不足,中国核动力研究设计院(NPIC)进行了一体化CHF关系式开发系统(ICODES)的研制。本文对ICODES的理论基础、系统结构等进行了说明,并基于自主化燃料组件的CHF关系式(CF-DRW关系式)形式和NPIC的棒束CHF实验数据对ICODES进行了验证。结果表明,ICODES能够满足燃料组件CHF关系式的开发需求。

关键词：临界热流密度(CHF)关系式开发验证

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百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

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核动力工程 2021年第3期42卷 69-73页

作者：王小吉武铃珺吴清刘丽莉彭欢欢邹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成都610213

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故... 详细信息

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。

关键词：严重事故卸压阀高压熔堆

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基于广义微扰理论与CMFD加速的敏感性分析

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核动力工程 2021年第3期42卷 229-233页

作者：吴屈彭星杰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

为实现反应堆物理设计程序KYLIN-Ⅱ的核数据广义敏感性分析功能,本研究采用广义微扰理论,依据响应形式构建具有正交定解条件的广义固定源方程,求解广义共轭通量从而计算得到核数据的广义敏感性系数。此外,提出通过采用粗网有限差分算法... 详细信息

为实现反应堆物理设计程序KYLIN-Ⅱ的核数据广义敏感性分析功能,本研究采用广义微扰理论,依据响应形式构建具有正交定解条件的广义固定源方程,求解广义共轭通量从而计算得到核数据的广义敏感性系数。此外,提出通过采用粗网有限差分算法求解广义固定源方程,达到加速求解的目的。研究结果表明,使用的加速算法使得求解效率提高了约4.3倍,且计算得到的核数据敏感性系数与直接扰动法相比基本一致。因此,本研究建立的基于广义微扰理论与粗网有限差分加速算法能够用于核数据广义敏感性分析。

关键词：敏感性分析广义微扰理论粗网有限差分核数据广义固定源方程

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管径与倾角对管束外含空气蒸汽冷凝传热影响研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 92-96页

作者：刘诗文李毅成翔边浩志曹博洋丁铭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 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管... 详细信息

通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验,研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明:管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下,冷凝传热系数总体随管径和倾角的减小而增大,管径12 mm、0°倾角传热管的冷凝传热系数较管径19 mm、90°倾角的冷凝传热系数最大可增加29%。在压力0.8 MPa以上,冷凝传热系数随管径的减小而减小,最大可降低18%;随倾角的减小先减小后增大,在约60°倾角时,冷凝传热系数最小。

关键词：传热管管束不凝性气体蒸汽冷凝管径倾角

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深度次临界刻棒电子学实现方法研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 86-89页

作者：罗庭芳朱宏亮高志宇包超王银丽青先国何正熙孙琦杨振雷袁航单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610213

为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集,研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块,通过堆上试验对关键模块特性进行了测试。结果表明,所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号... 详细信息

为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集,研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块,通过堆上试验对关键模块特性进行了测试。结果表明,所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号,脉冲信号波形宽度稳定,信噪比水平良好;所测得的高压坪特性曲线可以为探测器高压选取提供有效参考;所测得的甄别特性曲线稳定,能有效获取探测器信号中的中子成分。

关键词：深度次临界电子学堆上试验

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DMRM在LOCA整体效应实验上的应用

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核动力工程 2021年第S02期42卷 109-112页

作者：黄涛李仲春孙微邓坚丁书华刘余吴丹钱立波申亚欧杜鹏吴增辉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

基于中国核动力研究设计院自主研发的确定模型-现实方法(DMRM)的失水事故评价模型,研制了先进反应堆系统分析程序ARSAC。本文将该方法应用于大破口失水事故工况,以验证该方法的正确性及合理性。在验证过程中,首先通过敏感性分析,建立保... 详细信息

基于中国核动力研究设计院自主研发的确定模型-现实方法(DMRM)的失水事故评价模型,研制了先进反应堆系统分析程序ARSAC。本文将该方法应用于大破口失水事故工况,以验证该方法的正确性及合理性。在验证过程中,首先通过敏感性分析,建立保守的台架系统模型;在此基础上,对包壳峰值温度(PCT)影响较大的输入条件(系统压力、安全注入箱水温等)进行随机抽样,形成计算分析用到的59组工况;利用ARSAC对这些工况进行分析得到最终结果并将最终结果与实验数据进行对比,结果表明,程序计算得到的压力等参数变化与实验数据变化趋势一致,证明了ARSAC计算的正确性;DMRM得到的PCT温度明显高于实验测得值,证明了DMRM的保守性。

关键词：确定模型-现实方法(DMRM) 先进反应堆系统分析程序(ARSAC) 失水事故整体效应实验

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反应堆一回路对核主泵叶轮入流特性的影响

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排灌机械工程学报 2023年第10期41卷 973-980页

作者：黎义斌张帆郭艳磊李冬浩王秀勇王岩杨从新瞿泽晖兰州理工大学能源与动力工程学院甘肃兰州730050 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

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现... 详细信息

为了研究反应堆一回路对核主泵(RCP)叶轮入流特性的影响,将蒸汽发生器(SG)、入口弯管、冷热段管道、核反应堆及RCP进行联合简化建模.基于CFD方法对其一回路进行流场计算分析,对比分析均匀入流条件下RCP数值计算结果与试验结果,可以发现,由数值模拟得到的扬程和效率误差均在5%以内,验证了数值计算方法的正确性.在反应堆一回路中采用多孔介质模型,通过泵特性曲线与管路特性曲线的动态匹配,使得闭式系统RCP流量与额定工况值相差0.998%,扬程相差3.76%,二者误差较小,从而实现了管路阻力的动静态调节.研究结果表明:入口弯管内流动的周向对称性被破坏,其压力和速度分布呈现不均匀分布,受弯管曲率的影响,在离心力作用下产生二次流动;与均匀入流工况相比,非均匀入流工况下RCP入口处形成了一对回旋方向相反的旋涡,速度和压力的对称分布特性被破坏,且沿周向和径向的轴向速度变化均大于平均速度的80%.因此,本研究建立的数值预测方法可以为研究反应堆一回路对RCP叶轮入流特性的影响提供理论依据.

关键词：核主泵反应堆一回路入口流场非均匀入流数值模拟

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