检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2018年第A01期39卷 62-65页

作者：粟敏陈平邝临源李琦雷涛冯琳娜郑美银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

下管座具有支撑和定位的作用,是CF3燃料组件的重要结构部件。采用有限元计算分析和载荷试验2种方法分别对CF3燃料组件下管座的应力情况和承载能力进行研究,计算结果和试验结果表明,各种工况下CF3燃料组件下管座的应力均满足ASME规范要求... 详细信息

下管座具有支撑和定位的作用,是CF3燃料组件的重要结构部件。采用有限元计算分析和载荷试验2种方法分别对CF3燃料组件下管座的应力情况和承载能力进行研究,计算结果和试验结果表明,各种工况下CF3燃料组件下管座的应力均满足ASME规范要求,其承载能力达到了CF3燃料组件的设计要求。

关键词：燃料组件下管座力学性能

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177燃料组件堆芯反应堆机械补偿控制策略研究

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核动力工程 2018年第5期39卷 38-42页

作者：王静卉黄可东王金雨廖鸿宽肖鹏李天涯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

177燃料组件堆芯反应堆通常采用G模式运行,负荷跟踪期间需要调整堆芯硼浓度。受硼回收系统能力限制,仅在85%寿期内具备负荷跟踪能力。为改善177燃料组件堆芯反应堆负荷跟踪能力,扩大可进行负荷跟踪的寿期范围,基于177燃料组件堆芯进行... 详细信息

177燃料组件堆芯反应堆通常采用G模式运行,负荷跟踪期间需要调整堆芯硼浓度。受硼回收系统能力限制,仅在85%寿期内具备负荷跟踪能力。为改善177燃料组件堆芯反应堆负荷跟踪能力,扩大可进行负荷跟踪的寿期范围,基于177燃料组件堆芯进行了机械补偿控制策略的研究。设计了不同控制棒组布置方案,从控制棒组价值、对功率峰的影响、负荷跟踪过程中控制能力等方面进行了分析。基于优化的控制棒组布置方案和机械补偿控制策略,进行了全寿期基负荷运行、90%寿期末日负荷循环负荷跟踪以及启动过程模拟。结果表明,在适当的控制棒组布置方案下,177燃料组件堆芯可实施机械补偿控制策略,负荷跟踪能力达到了国际先进水平。

关键词：机械补偿控制策略 177燃料组件堆芯不调硼负荷跟踪

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燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 188-192页

作者：吴丹邓坚丁书华辛素芳鲜麟毕树茂毛辉辉中国核动力研究设计院成都610213 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

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用... 详细信息

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。

关键词：冷却剂丧失事故(LOCA) 燃料棒肿胀破裂 ARSAC-K 功率分布包壳峰值温度(PCT)

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RELAP5一维硼追踪模型改进

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核动力工程 2017年第3期38卷 137-140页

作者：杨帆周科魏宗岚张丹李松蔚邓坚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 中国核动力研究设计院成都610213

基于二阶Godunov方法对压水堆系统最佳估算分析程序RELAP5的一维硼追踪模型进行改进,在原有模型的基础上进一步考虑湍流扩散引起的质量扩散效应。采用经典的对流-扩散问题的精确解对改进模型进行验证;同时,对流速适用范围、节块划分对... 详细信息

基于二阶Godunov方法对压水堆系统最佳估算分析程序RELAP5的一维硼追踪模型进行改进,在原有模型的基础上进一步考虑湍流扩散引起的质量扩散效应。采用经典的对流-扩散问题的精确解对改进模型进行验证;同时,对流速适用范围、节块划分对求解精度的影响进行敏感性分析。该方法能够较好地模拟低流速情况下的含硼溶液扩散过程,且能保证不同网格精度下的求解精度。

关键词：硼追踪湍流扩散系统程序

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高体积份额下包覆颗粒弥散燃料等效热学模型

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核动力工程 2021年第4期42卷 96-100页

作者：李文杰余红星肖忠焦拥军陈平李垣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 中国核动力研究设计院成都610213

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料... 详细信息

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料颗粒的空间分布、颗粒尺寸、团聚等因素对核燃料元件温度场的影响。本研究有助于理解多层包覆颗粒弥散核燃料元件的微观-宏观传热机制,为核燃料的设计、优化和安全分析提供了分析工具。

关键词：模拟弥散燃料等效热导率

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燃料组件格架几何建模及网格划分技术

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核动力工程 2010年第S1期31卷 88-92页

作者：陈杰陈炳德张虹中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段... 详细信息

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段的模拟长度分别为250mm和230mm;模拟格架的数量为一道。研究网格对计算结果的影响,确定了分段网格划分方式和网格数量:入口段和出口段采用结构化网格,格架段采用非结构化网格。整个研究对象总节点数为1032258,总栅元数为2601614,其中格架段网格数占75.8%。

关键词：计算流体力学燃料组件搅混

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SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计

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核动力工程 2012年第5期33卷 107-110页

作者：何正熙余俊辉李小芬苟拓中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔT... 详细信息

在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔTsat)来反映一回路的压力和温度。为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述。

关键词：堆芯冷却监测 SOP EOP 系统设计

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超高通量快中子研究堆需求分析

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核动力工程 2022年第6期43卷 222-226页

作者：廖玮夏榜样余红星李文杰穆克亮张丰收中国核动力研究设计院成都610213 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

实现超高快中子通量是世界先进研究堆的重要发展方向,对于加快第四代先进核能系统燃料及材料创新发展具有重要意义。本文从先进核能堆内结构材料与核燃料的辐照考验、长反应链超钚元素生产等角度,初步分析了我国建设超高通量快中子研究... 详细信息

实现超高快中子通量是世界先进研究堆的重要发展方向,对于加快第四代先进核能系统燃料及材料创新发展具有重要意义。本文从先进核能堆内结构材料与核燃料的辐照考验、长反应链超钚元素生产等角度,初步分析了我国建设超高通量快中子研究堆的必要性。在此基础上,确定了超高通量快中子研究堆的堆芯最大中子注量率及其冷却剂,给出了反应堆主要参数及冷却剂流动方案。反应堆热功率为200 MW,冷却剂为铅铋合金,最大中子注量率大于10^(16)cm^(−2)·s^(−1)。

关键词：超高通量快中子研究堆需求分析

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CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

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核动力工程 2016年第5期37卷 78-80页

作者：陈海波罗英王小彬付强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610041

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因... 详细信息

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。

关键词： CRDM管座反应堆压力容器垂直度变化可更换性设计改进

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超临界水冷堆开发现状与前景展望

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核动力工程 2006年第2期27卷 1-4,44页

作者：李满昌王明利中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。... 详细信息

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。

关键词：超临界水冷堆开发现状前景分析

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