检索结果-内蒙古大学图书馆

材料导报 2023年第2期37卷 97-105页

作者：邱玺高士鑫李权李垣明李文杰辛勇中国核动力研究设计院成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

热管反应堆是一种采用热管将堆芯产生的热量传导至反应堆二回路或热电转换装置的新型固态反应堆,具有设计结构紧凑、固有安全性高、运行特性简单等特点,在星表能源、深海探测和陆基电源等新兴领域具有广阔应用前景,因而成为目前国内外... 详细信息

热管反应堆是一种采用热管将堆芯产生的热量传导至反应堆二回路或热电转换装置的新型固态反应堆,具有设计结构紧凑、固有安全性高、运行特性简单等特点,在星表能源、深海探测和陆基电源等新兴领域具有广阔应用前景,因而成为目前国内外重点研发的新型反应堆之一。钼铼合金是在金属钼中添加元素铼形成的一种二元固溶体合金,铼元素独特的“铼效应”使钼铼合金在兼具钼合金优异高温力学性能的同时,还具备其他钼合金不具有的良好低温加工性能。同时,钼铼合金在高温下与UO_(2)、UN、UC等核燃料以及热管传热工质碱金属Li、Na、K等都具有良好的相容性,并且铼元素还是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆发生事故时的临界风险,因而成为国内外众多热管反应堆尤其是高温空间热管反应堆堆芯的设计材料。本文对热管反应堆用钼铼合金的研究现状及进展进行了归纳总结与梳理,包括钼铼合金的成分及相结构、钼铼合金的制造加工工艺、钼铼合金的热物理性能和力学性能等堆外性能,并对钼铼合金中子学特性、辐照性能、与燃料及热管传热工质的相容性等堆内应用性能研究现状进行了介绍。最后对钼铼合金未来的研究方向进行了展望,以期为钼铼合金的研发和工程应用提供参考。

关键词：热管反应堆钼铼合金制造加工力学性能辐照性能

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流动不稳定性对沸腾临界触发机制的实验研究

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工程热物理学报 2020年第4期41卷 966-975页

作者：陆祺周铃岚沈才芬刘伟刘卢果何航行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 中国核动力研究设计院成都610041

本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转... 详细信息

本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转变为不稳定阶段后,进一步增大热流密度会触发沸腾临界,且所有沸腾临界均属于DO型沸腾临界。当液相质量流速较高时,环状流近壁液膜主要在汽芯强烈的扰动作用下迅速破裂;当入口水温较低时,近壁液膜主要由于强烈的蒸发现象迅速破裂;因此沸腾临界与流动不稳定性几乎同步被触发。本文分别通过引入受限系数(Nconf)、过冷数(Nsub)、以及Weber数(We)来反映壁面的限制作用、入口过冷度、以及惯性力与表面张力对沸腾临界的影响,建立了适用于Din=2.15 mm带旁通小流道的CHF模型。

关键词：带旁通小流道可视化实验两相界面特征流动不稳定性沸腾临界

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地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

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原子能科学技术 2019年第5期53卷 899-905页

作者：黄茜熊夫睿王碧浩兰彬齐欢欢江小州冯志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四川成都610041

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采... 详细信息

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。

关键词：反应堆系统地震分析最大熵原理不确定性量化

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控制棒驱动机构电流转换时间测试方法优化

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自动化应用 2025年第2期66卷 175-178页

作者：周世成陈宇红霍兆波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

棒控棒位系统是核电站的重要组成部分,控制棒驱动机构电流转换时间是反应控制棒可靠、稳定运行的重要参数。为提高转换时间测试效率,通过LabVIEW软件读取数据,计算转换时间,并判断测试结果。利用自动生成的测试记录来实现对人工读取转... 详细信息

棒控棒位系统是核电站的重要组成部分,控制棒驱动机构电流转换时间是反应控制棒可靠、稳定运行的重要参数。为提高转换时间测试效率,通过LabVIEW软件读取数据,计算转换时间,并判断测试结果。利用自动生成的测试记录来实现对人工读取转换时间测试数据的优化。优化后的测试方法可将测试时间由64h缩短为4.5h。通过某RPC供货项目对新测试方法进行实践测试验证,验证结果表明该方法可极大提高测试效率,减少人工错误及人力投入。

关键词：棒控棒位系统驱动机构转换时间 LabVIEW软件测试效率 RPC供货项目

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基于当量环方法的自定距棒束换热及水力学模型研究

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核动力工程 2011年第1期32卷 81-84,94页

作者：张丹刘昌文鲁剑超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

稠密棒束采用了螺旋自定距定位方式。由于棒束排列紧凑,流道比较狭窄,并且引入了螺旋定距物,使得棒束内传热与流动现象相当复杂,尚无合适的模型及关系式来计算其热工水力性能。本文基于Rehme当量环方法,从圆管及圆环内相应模型出发,研... 详细信息

稠密棒束采用了螺旋自定距定位方式。由于棒束排列紧凑,流道比较狭窄,并且引入了螺旋定距物,使得棒束内传热与流动现象相当复杂,尚无合适的模型及关系式来计算其热工水力性能。本文基于Rehme当量环方法,从圆管及圆环内相应模型出发,研究了螺旋定距物对当量环内流道几何及物理性能的影响,推导得到了自定距棒束单相对流换热及水力学模型。将新模型与传统模型关系式进行对比验证,二者符合较好。以此为依据,从理论上将螺旋定距物对热工水力学的影响做了一定的解释。

关键词：当量环自定距热工水力模型

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制定核电厂应急行动水平时应急操作规程的使用

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核动力工程 2015年第3期36卷 54-56页

作者：于红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

核电厂发生核事件后执行的应急操作规程与应急状态分级初始条件和应急行动水平存在某些相关性。但是目前国内外推荐的应急状态分级初始条件和应急行动水平制定方法以"状态导向"为基础,应急操作规程则以"事件导向"... 详细信息

核电厂发生核事件后执行的应急操作规程与应急状态分级初始条件和应急行动水平存在某些相关性。但是目前国内外推荐的应急状态分级初始条件和应急行动水平制定方法以"状态导向"为基础,应急操作规程则以"事件导向"为基础,且存在进入应急操作规程的入口条件与初始条件和应急行动水平类似但又不完全符合的情况。本文根据制定初始条件和应急行动水平过程中总结出的经验,对应急操作规程与应急状态等级、识别类、初始条件和应急行动水平的关系进行讨论,并提出在制定核电厂应急状态分级初始条件和应急行动水平时如何使用应急操作规程的建议。

关键词：核电厂应急初始条件应急行动水平应急操作规程

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“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计

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核动力工程 2018年第5期39卷 154-158页

作者：何正熙何鹏陈学坤徐涛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"是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统(CCMS),需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设... 详细信息

"华龙一号"是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统(CCMS),需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS,其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量,不但提高了关键点的水位测量准确度,同时避免了压力容器底部开孔,满足了"华龙一号"反应堆固有安全性要求。

关键词：三代核电堆芯冷却监测事故后监测

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Mode-C从基负荷到负荷跟踪的过渡策略研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 152-156页

作者：宫兆虎刘同先李庆蒋朱敏李天涯周金满蔡云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

Mode-C在基负荷运行时与Mode-G类似,而在负荷跟踪运行时与MSHIM类似,综合了Mode-G和MSHIM的优点。但为满足反应性控制需求,Mode-C在循环末期由基负荷向负荷跟踪过渡时容易出现轴向偏移等难以控制的问题。在负荷变化过程中,控制棒抽插、... 详细信息

Mode-C在基负荷运行时与Mode-G类似,而在负荷跟踪运行时与MSHIM类似,综合了Mode-G和MSHIM的优点。但为满足反应性控制需求,Mode-C在循环末期由基负荷向负荷跟踪过渡时容易出现轴向偏移等难以控制的问题。在负荷变化过程中,控制棒抽插、中子注量再分布和氙反馈等影响反应性和轴向偏移控制的各因素之间是紧密耦合的,难以采用将各影响因素分离后单独计算分析的方法。为此,以某双环路压水堆的典型日负荷跟踪为例,通过对临时调硼、提前调硼和基负荷深插K棒组3种策略进行直接模拟计算研究。结果表明:只有基负荷深插K棒组策略可快速平稳过渡到负荷跟踪工况,且该策略还有循环寿期长、过渡时调硼量少及无需修改参考轴向功率差等优点。

关键词： C模式负荷跟踪不调硼轴向偏移

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基于小位移旋量的浮动式核电站反应堆装卸料定位误差分析与优化

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核动力工程 2022年第3期43卷 207-213页

作者：王炳炎陈书华安彦波董岱林湛卉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610213

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换... 详细信息

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式;采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析,给出了最大倾角与海浪参数的关系,对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化,并将其结果与试验数据进行了比较,相符性较好。

关键词：浮动式核电站装卸料定位小位移旋量(SDT) 误差

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先进核能技术发展及展望

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核动力工程 2023年第5期44卷 1-5页

作者：王丛林柴晓明杨博李仲春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

“碳达峰、碳中和”目标的提出对我国未来能源体系发展具有深远影响。核能作为稳定的清洁能源,对于“碳达峰、碳中和”目标实现能够发挥更大作用,在发电、供热、制氢等领域均有着巨大的应用前景和需求。经过60余年发展,核能建立了完善... 详细信息

“碳达峰、碳中和”目标的提出对我国未来能源体系发展具有深远影响。核能作为稳定的清洁能源,对于“碳达峰、碳中和”目标实现能够发挥更大作用,在发电、供热、制氢等领域均有着巨大的应用前景和需求。经过60余年发展,核能建立了完善的产业链,研发形成了“华龙一号”等具有完全自主知识产权的第三代大型商业压水堆核电技术品牌,研发了具有国际先进水平的多用途模块式小型堆“玲龙一号”,积极探索了钠冷快堆、超高温气冷堆、熔盐堆等第四代先进核能技术,持续开展聚变核能利用。同时我国核能发展也面临一些挑战,先进核能技术亟需突破。本文提出了先进核能技术的发展思路和路径,从在役核电厂智能化运行管理、三代核电批量化部署、固有安全快堆技术研发、积极研发满足高效制氢需求的超高温气冷堆、积极探索能够满足工业供热和平台供电的模块式小型堆技术、国内国际合作发展先进核能关键技术等6个方面进行了展望,为我国先进核能技术的发展给出了具体的研究目标与方向。

关键词：第四代先进核能技术发展思路技术路径发展展望

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