检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第6期42卷 32-37页

作者：胡文桢李仲春刘晓晶邓坚曲文海上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 ... 详细信息

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 MPa下的动力粘度,并对测量结果进行了评价;为得到氦-氙混合气体高温下粘度,采用拟合粘度关系式的方法将粘度拟合值外推至温度为1273 K的粘度值。结果表明,本文实验结果与文献值符合较好;实验装置测量合成标准不确定度为3.88%,拟合值与文献值(实验值、计算值)的偏差较小。本研究为空间气冷堆设计和优化提供了基础热物性参数。

关键词：空间气冷堆氦-氙混合气体动力粘度双毛细管法

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重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 23-28页

作者：孙启政王连杰张滕飞李向阳刘晓晶上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终... 详细信息

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比(CR);RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。

关键词：重水小型反应堆钍-铀基燃料长寿命

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热工水力分析程序中的液位追踪模型对比与研究

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核科学与工程 2023年第4期43卷 751-759页

作者：杨军张恩昊姚垚陈伟丁书华华中科技大学能源与动力工程学院湖北武汉430074 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

混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆堆芯中的混合液位是决定堆芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全... 详细信息

混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆堆芯中的混合液位是决定堆芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全性有重要影响。物理过程中,混合液位主要由空泡份额及两相流型所决定,相对于坍塌液位(Collapsed level),混合液位的实验测量及数值模拟更为复杂。混合液位的计算对反应堆热工水力瞬态模拟有比较重要的影响,因此在多数系统分析程序中设有混合液位追踪模型。本文对主流热工水力程序中的混合液位追踪模型及其验证评估进行了总结,并结合实验数据使用部分热工水力程序进行了模拟和验证,该研究可对自主化分析程序中相关模型的开发提供一定的借鉴和参考。

关键词：液位追踪两相液位水位膨胀 RELAP5 TRACE

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螺栓连接大变形梁非线性振动特性的实验研究

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西南石油大学学报（自然科学版） 2021年第6期43卷 126-133页

作者：张珂张毅雄冯志鹏黄旋陈果中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室四川成都610213

柔性机械臂、大型可展开天线等机械结构的动作精度受运动过程中大变形几何非线性和连接处接触非线性的影响十分显著。以含螺栓连接结构的大变形梁作为研究对象,针对动力学建模和振动特性开展了实验研究,通过数值计算验证了实验发现的非... 详细信息

柔性机械臂、大型可展开天线等机械结构的动作精度受运动过程中大变形几何非线性和连接处接触非线性的影响十分显著。以含螺栓连接结构的大变形梁作为研究对象,针对动力学建模和振动特性开展了实验研究,通过数值计算验证了实验发现的非线性振动特性。搭建了含螺栓连接柔性大变形梁的实验台架,开展了敲击和正弦激振的实验测试。实验结果表明,螺栓连接的柔性梁较连续梁的(无螺栓连接)模态频率降低,阻尼增加,反映出随着激励能量增大,模态频率降低的非线性模态特征。改变螺栓连接位置会显著影响结构的模态频率,其变化规律可由求解线性矩阵特征值定性反映。

关键词：螺栓连接大变形梁非线性模态动力响应实验测试

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压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 198-203页

作者：曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军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 中国核动力研究设计院成都610213 华中科技大学能源与动力工程学院武汉430074

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不... 详细信息

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

关键词：失水事故试验不确定性分析方法 GRS方法 RELAP5 现象识别

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长期低功率运行对燃料棒PCI性能影响分析

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科学技术创新 2023年第19期 169-172页

作者：何梁张坤陈平邢硕王坤刘振海胡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四川成都

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响... 详细信息

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响,长期低功率运行的时间越长,长期低功率运行的功率越低,燃料棒包壳的应变能密度越大,包壳PCI失效裕量越小。

关键词：长期低功率 Ⅱ类瞬态 PCI 应变能密度

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RPV主螺栓螺纹剪切应力工程计算的探讨

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科学技术创新 2023年第12期 92-95页

作者：杨志海杨立才王昫心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

不同标准资料对于螺纹剪切应力计算的方法有差异。讨论了KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1、GB/T 14791和《机械设计手册》中螺纹剪切面积的计算方法。结果表明,KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1和GB/T 14791中的螺纹剪切面积计算方法相... 详细信息

不同标准资料对于螺纹剪切应力计算的方法有差异。讨论了KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1、GB/T 14791和《机械设计手册》中螺纹剪切面积的计算方法。结果表明,KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1和GB/T 14791中的螺纹剪切面积计算方法相同,笔者认为该方法较为合理;《机械设计手册》中的螺纹剪切面积名义值偏大,但引入较小的系数后其计算值可能偏小。KTA 3201.2等标准中的螺纹剪切应力计算公式已满足工程设计需求,但若需得到更真实准确的结果,建议通过试验或有限元分析的方式来确定。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 主螺栓螺纹剪切应力剪切面积工程计算

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单棒通道流动振荡诱发沸腾临界可视化实验研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 35-41页

作者：刘海东陈德奇秦江刘汉周颜培刚刘伟哈尔滨工业大学能源科学与工程学院空天热物理工业和信息化部重点实验室哈尔滨150001 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分... 详细信息

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明,低压力、低质量流速和低入口过冷度下,极易出现流动振荡,并导致沸腾临界提前发生,此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低;随着壁面热流密度不断增加,流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流;当流动出现剧烈振荡时,流道存在回流;发生沸腾临界时流道压降波动最大,对应的流型为不稳定环状流。因此,单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。

关键词：可视化实验两相流流动振荡汽泡沸腾临界

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一种异构平台下反应堆计算程序间的通信方法

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科技视界 2024年第13期14卷 51-54页

作者：王媛美王加昌赵欣郑丹晨杨昆霖中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

为提升反应堆计算程序间的通信效率,计算程序间不直接进行数据交换,而是基于共享内存的方式进行通信。数据分为参数索引表和参数数据表两类,接收端可根据参数索引表索引到具体的参数。同时,由于异构平台采用的字节序可能不同,因此,在异... 详细信息

为提升反应堆计算程序间的通信效率,计算程序间不直接进行数据交换,而是基于共享内存的方式进行通信。数据分为参数索引表和参数数据表两类,接收端可根据参数索引表索引到具体的参数。同时,由于异构平台采用的字节序可能不同,因此,在异构平台下的反应堆计算程序的通信需要对字节序进行处理。文章设计并实现了一种异构平台下字节序的处理方法,使反应堆计算程序能忽略平台的差异进行通信。

关键词：共享内存参数索引表参数数据表字节序异构平台

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小型核动力非能动安全壳抑压与安注集成特性分析

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科学技术创新 2023年第23期 63-66页

作者：钟明君蒋孝蔚杨帆刘余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

非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压... 详细信息

非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压水堆核动力小型化、轻量化设计。利用反应堆冷却剂系统-安全壳耦合分析方法对安全壳抑压与安注集成后的失水事故特性进行了分析研究。结果表明,安全壳抑压与安注集成后系统间的耦合效应显著,降低抑压容量虽然会削弱安全壳抑压能力,但有助堆芯冷却。本研究通过对安全壳抑压与安注集成方案下的系统耦合效应量化分析为集成方案的详细设计建立了基础。

关键词：小型压水堆抑压冷却集成特性耦合分析

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