检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第2期40卷 176-179页

作者：辛勇李垣明唐昌兵陈平周毅高士鑫刘仕超赵艳丽岳慧芳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

弥散微封装燃料是将包覆燃料颗粒弥散在基体中形成燃料芯块或者燃料棒,是目前耐事故燃料(ATF)中最具发展潜力的燃料之一。包覆燃料颗粒为三结构同向型(TRISO)或者两结构同向型(BISO)包覆燃料颗粒,基体可以是金属也可以是陶瓷。本文用有... 详细信息

弥散微封装燃料是将包覆燃料颗粒弥散在基体中形成燃料芯块或者燃料棒,是目前耐事故燃料(ATF)中最具发展潜力的燃料之一。包覆燃料颗粒为三结构同向型(TRISO)或者两结构同向型(BISO)包覆燃料颗粒,基体可以是金属也可以是陶瓷。本文用有限元分析软件ABAQUS对金属基弥散微封装燃料进行了分析计算。通过分析TRISO燃料颗粒各包覆层厚度对燃料性能的影响,提出优化改进的建议。研究结果表明,疏松热解碳层(Buffer)厚度越大,燃料颗粒发生破损失效的燃耗越高,因此设计时应考虑增加其厚度;内部致密热解碳层(IPyC)厚度越大,其自身的最大环向拉应力越大,因此设计时应降低其厚度;碳化硅(SiC)层厚度越大,其自身环向压应力越小,因此设计时应降低其厚度。本文的研究结果可为金属基弥散微封装燃料的优化设计提供指导。

关键词：弥散微封装燃料三结构同向型(TRISO) 优化设计

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基于RELAP5/MOD3变功率分布的提棒事故分析方法研究

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核动力工程 2018年第2期39卷 101-103页

作者：张勇李松蔚王玮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

利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的... 详细信息

利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的提棒事故进行了分析。结果表明,由该方法给出的燃料最高温度相对于固定功率分布方法大幅降低。

关键词： RELAP5/MOD3 变功率分布提棒事故

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模块化压水堆非能动余热排出系统运行特性分析研究

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核动力工程 2014年第1期35卷 152-155页

作者：范书淳鲁剑超彭诗念张显均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

针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性... 详细信息

针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性。结果表明,反应堆发生断电事故后,系统自然循环可以很快建立;在非能动余热排出过程中,换热器中二次侧始终为液相,没有发生流动不稳定;应急冷却器换热面积在一定范围内变化对系统余热排出能力没有显著影响。

关键词：模块化压水堆非能动余热排出瞬态热工水力特性

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快堆用HT-9研究进展

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核动力工程 2016年第S1期37卷 30-33页

作者：吕亮亮李垣明周毅郭子萱郭兴坤张敏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

HT-9是含Cr量12%的铁素体/马氏体钢,是液态金属冷却快堆燃料包壳及外套管优异的候选材料。介绍了HT-9的研究进展,对HT-9在液态金属冷却快堆环境所需关键应用性能进行归纳和评述,对HT-9应用于铅冷快堆存在的主要问题进行了分析,给出了未... 详细信息

HT-9是含Cr量12%的铁素体/马氏体钢,是液态金属冷却快堆燃料包壳及外套管优异的候选材料。介绍了HT-9的研究进展,对HT-9在液态金属冷却快堆环境所需关键应用性能进行归纳和评述,对HT-9应用于铅冷快堆存在的主要问题进行了分析,给出了未来HT-9合金的主要发展趋势。

关键词：快堆铁素体/马氏体钢 HT-9 辐照性能

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反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

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核动力工程 2013年第5期34卷 30-32页

作者：张丽屏郑连纲卢岳川刘文进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

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对... 详细信息

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。

关键词：堆芯简体反应堆压力容器快速断裂

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FCM燃料热学性能分析

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核动力工程 2016年第6期37卷 150-154页

作者：刘振海李文杰陈平李垣明周毅张坤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

研究了利用有限元分析软件ABAQUS对全陶瓷微封装燃料(FCM燃料)芯块进行热学性能分析的方法,并对FCM燃料芯块和传统UO_2芯块的热学性能进行了对比分析。研究结果表明:FCM芯块温度分布趋势与UO_2芯块相同,但具有较大不均匀性;典型压水堆... 详细信息

研究了利用有限元分析软件ABAQUS对全陶瓷微封装燃料(FCM燃料)芯块进行热学性能分析的方法,并对FCM燃料芯块和传统UO_2芯块的热学性能进行了对比分析。研究结果表明:FCM芯块温度分布趋势与UO_2芯块相同,但具有较大不均匀性;典型压水堆运行工况下,FCM燃料芯块的燃料温度远小于UO_2芯块的温度;在相同线功率密度下,FCM芯块温度对燃耗变化不敏感;在相同燃耗下,FCM芯块随线功率密度增加温度升高的速率相比UO_2芯块更慢。

关键词：耐事故燃料(ATF燃料) 全陶瓷微封装燃料(FCM燃料) 热学性能分析有限元

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NESTOR软件包工程应用适用性强化设计

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核动力工程 2018年第1期39卷 161-164页

作者：卢宗健李庆刘东柴晓明方浩宇宫兆虎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

针对应用于"华龙一号"等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR,从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明,NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求... 详细信息

针对应用于"华龙一号"等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR,从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明,NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求的偏离,提高工程设计与分析软件研发的首发成功率。

关键词： NESTOR 核电设计与分析软件工程应用适用性强化设计

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超临界水冷堆燃料棒性能分析程序适用性研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 97-100,120页

作者：邢硕姚栋尹春雨庞华涂晓兰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

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可... 详细信息

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 燃料棒分析程序

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“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备架构设计

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核动力工程 2020年第1期41卷 104-107页

作者：郑杲黄可东李国勇许明周青先国何正熙李梦书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

针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题,结合核电站现场运行维护经验反馈,通过对棒位处理方法的设计与研究,研制出"华龙一号"核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在:棒位处理数字化平台采用先进的可编程... 详细信息

针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题,结合核电站现场运行维护经验反馈,通过对棒位处理方法的设计与研究,研制出"华龙一号"核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在:棒位处理数字化平台采用先进的可编程逻辑控制系统,使得逻辑处理功能得以全面实现;棒位处理方法采用信号分时选通加冗余采集技术,使得棒位信号的采集更加高效稳定。棒位失步判断方法采用动态与静态相结合的故障处理技术,使得棒位信号的处理功能更加完善。

关键词：华龙一号控制棒棒位处理分时选通冗余采集棒位失步

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反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力学分析

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核动力工程 2009年第4期30卷 21-23页

作者：孙英学郑斌臧峰刚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

采用断裂力学分析方法,对大亚湾核电站反应堆压力容器出口接管管嘴上的一些缺陷进行了疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,且依据规范对计算结果进行了评定,结果表明:此缺陷不会影响安全。

关键词：缺陷断裂力学反应堆压力容器出口接管管嘴

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