检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第2期45卷 103-109页

作者：黄哲梁铁波杨雯卢川李洋何中海沈昕上海交通大学机械与动力工程学院上海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

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次... 详细信息

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明:稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。

关键词：铅铋快堆直流蒸汽发生器热工水力分析分布参数模型

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液态金属堆蒸汽发生器螺旋管束流动传热特性研究

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热力发电 2025年第2期54卷 109-117页

作者：谢海燕聂鑫赖建永田雅婧中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室四川成都610213

液态金属堆的螺旋管蒸汽发生器一次侧为液态金属工质、二次侧为水工质,其热工水力特性相比传统压水堆的自然循环饱和式蒸汽发生器有较大区别。提出将螺旋管蒸汽发生器等效为流动网络系统的方法,将螺旋管束分为流动回路、压力节点等元件... 详细信息

液态金属堆的螺旋管蒸汽发生器一次侧为液态金属工质、二次侧为水工质,其热工水力特性相比传统压水堆的自然循环饱和式蒸汽发生器有较大区别。提出将螺旋管蒸汽发生器等效为流动网络系统的方法,将螺旋管束分为流动回路、压力节点等元件;基于质量守恒、动量守恒、能量守恒等方程,建立了计算蒸汽发生器螺旋管回路的压降、流量和温度等热工水力参数的数学模型和管束金属壁温计算的数学模型;通过对流动回路未知流量、压力节点组成的非线性方程组进行直接求解,最终得到了螺旋管束内流量分配、压降、工质温度变化、出口汽温分布、壁温分布、干度及换热系数等变化情况,获得了蒸汽发生器螺旋管束流动传热特性,开发了除RELAP5外的一维系统分析计算程序,并完善了液态金属堆螺旋管束蒸汽发生器热工水力计算分析手段。

关键词：液态金属堆蒸汽发生器螺旋管束流动网络流动传热特性热工水力

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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

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核动力工程 2024年第4期45卷 103-110页

作者：栾行健王文宋嘉豪韩菲蒋二辉程坤杨帆上海交通大学机械与动力工程学院上海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

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。

关键词：蒸汽发生器自然循环反流倒U型流量分配

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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 267-273页

作者：王泽锋邓坚邱志方陈曦王啸宇陈建达熊进标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 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA... 详细信息

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度,分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大;随着固体热物性(ρcp)w的增大,骤冷时间增大,最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性,其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。

关键词：事故容错燃料(ATF) 固体热物性骤冷行为最小膜态沸腾温度

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面向下一代核电DCS通信系统的抗噪声编码研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 274-279页

作者：单巍伟任洁彭伟伦曾辉李思兴肖安洪冯晋涛邓宇豪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 中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴314300

在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统(DCS)设计时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了... 详细信息

在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统(DCS)设计时引入无线信号的过程中,需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究,首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题,其次建立了仪控设备周边通信信道模型,并通过蒙特卡洛仿真的方法分析5G增强移动带宽(5GeMMB)场景下低密度奇偶校验码(LDPC)编码的性能,最后通过设备研制与现场实验进一步验证仿真分析结果。研究结果表明,5GeMMB场景下LDPC编码在DCS无线通信环境中的适用性不足,需进一步改进通信设计以提升无线通信在核电厂仪控设备的可用程度。本研究可为核电厂生产系统引入无线信号提供一定的设计参考。

关键词： 5G 分布式控制系统(DCS) 低密度奇偶校验码(LDPC)

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基于Apros的套管式蒸汽发生器给水控制优化研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 170-178页

作者：刘海鹏王昌朔叶竹田培妤海军装备部北京100005 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

针对套管式蒸汽发生器强耦合性造成的给水控制问题,以采用套管式蒸汽发生器的商用模块化小型反应堆汽水循环系统为研究对象,基于APROS软件建立汽水循环系统仿真模型。稳态仿真结果表明,仿真模型具有较高的仿真精度,满足仿真分析需求。... 详细信息

针对套管式蒸汽发生器强耦合性造成的给水控制问题,以采用套管式蒸汽发生器的商用模块化小型反应堆汽水循环系统为研究对象,基于APROS软件建立汽水循环系统仿真模型。稳态仿真结果表明,仿真模型具有较高的仿真精度,满足仿真分析需求。通过升降负荷瞬态仿真试验,研究了套管式蒸汽发生器瞬态运行特性,研究结果表明,采用传统控制方案时,蒸汽流量和给水流量负荷跟随性较好,但蒸汽压力存在较大波动,且在功率由80%FP(FP为满功率)降至50%FP时会触发蒸汽排放。针对该问题提出了给水控制优化方案,仿真试验结果表明,优化后蒸汽压力波动范围明显降低,未触发蒸汽排放动作,系统安全性和稳定性得到了有效提升。

关键词：套管式蒸汽发生器仿真建模特性分析控制优化

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超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

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原子能科学技术 2023年第9期57卷 1699-1705页

作者：刘旻昀崔容益赵星宇韩文斌黄善仿黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213 清华大学工程物理系北京100084 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

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并... 详细信息

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

关键词：超临界二氧化碳反应堆冷却剂丧失事故空泡反应性气冷快堆

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气相渗氢工艺对锆合金氢含量及其分布的影响

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金属热处理 2024年第12期49卷 94-99页

作者：田大容徐春容张伟陈尧唐彦杨忠波中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室四川成都610213

针对Zr-Sn-Nb合金板材开展了气相渗氢研究,重点研究了渗氢时间和渗氢后退火时间对氢含量及其分布的影响。结果表明,随着渗氢时间的增加,氢化物含量增多,氢化物出现聚集,形成缠绕生长的条状结构,最终逐渐呈现细小网状分布;退火过程氢原... 详细信息

针对Zr-Sn-Nb合金板材开展了气相渗氢研究,重点研究了渗氢时间和渗氢后退火时间对氢含量及其分布的影响。结果表明,随着渗氢时间的增加,氢化物含量增多,氢化物出现聚集,形成缠绕生长的条状结构,最终逐渐呈现细小网状分布;退火过程氢原子从外表面向壁厚中心位置扩散,从两端向中部扩散;氢化物含量越高,退火时间越长,氢化物扩散越充分,条状氢化物分解为多个细小氢化物并弥散均匀分布在锆基体中。应用指数函数对氢含量-渗氢时间的规律进行拟合,获得了Zr-Sn-Nb合金定量渗氢工艺与氢含量的对应关系。

关键词： Zr-Sn-Nb合金气相渗氢渗氢后退火氢化物

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小型压水堆抑压特性试验与数值模拟研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 60-66页

作者：邱志方郭容达曹学武余红星孙洪平罗跃建上海交通大学上海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

为了研究小型压水堆抑压系统的抑压效果,建立了小型安全壳抑压特性试验装置,开展了定流量和变流量混合气体排放实验,以研究气-水容积比和不可凝气体对抑压效果的影响。实验结果表明,气-水容积比在2~4.55范围内,随着气-水容积比的增大,... 详细信息

为了研究小型压水堆抑压系统的抑压效果,建立了小型安全壳抑压特性试验装置,开展了定流量和变流量混合气体排放实验,以研究气-水容积比和不可凝气体对抑压效果的影响。实验结果表明,气-水容积比在2~4.55范围内,随着气-水容积比的增大,抑压效果逐渐增强;混合气体中不可凝气体含量对抑压效果影响显著。对实验进行了数值模拟,模拟结果可以反映抑压试验的现象规律,但仍需进一步优化抑压冷凝相关模型以提高模拟精度。

关键词：小型压水堆小型安全壳抑压特性试验研究数值模拟

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秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计

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核动力工程 2024年第5期45卷 237-242页

作者：张芸王银丽田野罗炜黄有骏卓祥林何佳佶李梦书孙琦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 中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴314300

基于秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统现状,聚焦原系统特点和存在的问题,分析核功率测量系统改造的必要性,介绍了核功率测量系统数字化改造的范围。通过秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计,探讨了核功率测量系... 详细信息

基于秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统现状,聚焦原系统特点和存在的问题,分析核功率测量系统改造的必要性,介绍了核功率测量系统数字化改造的范围。通过秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计,探讨了核功率测量系统数字化改造的设计理念、设计原则、设计流程,给出了核功率测量系统升级改造的框架结构设计、设计特点和具体的优化措施。本次堆外核测量系统改造升级实施期间未产生设计变更项,现场设备调试一次性成功,设备顺利投运。本次改造方案及经验可供其他核电厂核测量系统改换参考。

关键词：秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统数字化改造系统设计

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