检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第3期43卷 107-112页

作者：刘仕超庞华周毅李垣明何梁张坤涂腾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

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温... 详细信息

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明,热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层(CVI层)与化学气相沉积层(CVD层)厚度比例增大而增大,当CVI层与CVD层厚度比为9:1时,SiC复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa;热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大,当热冲击温度为1200 K时,产生的环向应力达112.7 MPa;热冲击过程中端塞处有明显应力集中,其径向应力达22.3 MPa,高于文献报道的结合强度(20~25 MPa),是导致端塞连接处失效的主要原因。

关键词：热冲击 SiC复合包壳 COMSOL

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304LN不锈钢表面激光熔覆钴基合金组织和性能

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焊接学报 2022年第8期43卷 48-53,86,I0006页

作者：朱明冬吴冰洁曹立彦李彦儒张润豪吴佳玥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

为了提高304LN不锈钢的耐磨性,延长控制棒导向筒组件使用寿命,采用激光熔覆技术在304LN不锈钢表面制备了Stellite 6钴基熔覆层.利用光学显微镜(OM)、能谱仪(EDS)、显微硬度计、摩擦磨损试验机、腐蚀试验装置等多种试验测试设备,分析了... 详细信息

为了提高304LN不锈钢的耐磨性,延长控制棒导向筒组件使用寿命,采用激光熔覆技术在304LN不锈钢表面制备了Stellite 6钴基熔覆层.利用光学显微镜(OM)、能谱仪(EDS)、显微硬度计、摩擦磨损试验机、腐蚀试验装置等多种试验测试设备,分析了熔覆层组织形貌、成分、显微硬度、摩擦磨损性能及腐蚀行为,确定了多道多层钴基熔覆层的工艺参数.结果表明,熔覆层与基体之间形成了冶金结合,显微组织主要由平面晶区、胞状和柱状晶区、树枝晶区和等轴晶区组成.熔覆层硬度为500~550 HV,摩擦磨损系数为0.30~0.35,熔覆层均匀腐蚀速率和缝隙腐蚀速率分别为0.153和0.143 mg/(dm^(2)·d).激光熔覆钴基合金可以有效提高304LN不锈钢表面的硬度、耐磨性能和耐腐蚀性能.

关键词：激光熔覆钴基合金不锈钢微观组织显微硬度

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船用核动力的发展特点与启示

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核动力工程 2022年第1期43卷 1-6页

作者：卢川王仲辉于俊崇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

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化... 详细信息

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化配置等共同发展规律,并从管理模式、技术路线以及发展趋势等方面挖掘提炼出美国和前苏联/俄罗斯船用核动力技术遵循的一系列共性特点和差异化特征,可为船用核动力发展提供一定的参考和启示。

关键词：船用核动力特征规律启示

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氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 156-162页

作者：宋建余红星邓坚向清安何晓强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

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分... 详细信息

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。

关键词：汽泡力平衡热通量拆分临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 能力边际

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基于APROS的核动力系统建模与仿真研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 154-161页

作者：田培妤李毅梁铁波王昌朔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

本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与... 详细信息

本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与热工水力计算程序RELAP5仿真趋势基本一致,验证了模型的有效性。因此,该核动力系统一、二回路匹配性良好,且本文所建立的系统模型能够较准确地模拟核动力系统的运行。

关键词：两环路核动力系统一回路系统二回路系统 APROS 建模仿真

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船坞式浮动核电站总体技术研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 1-8页

作者：王东辉李庆宋丹戎秦冬刘佳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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心成都610213

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个... 详细信息

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析,给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议,对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。

关键词： ACP100S 浮动核电站船坞近岸

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基于CORCA的带固定中子源堆芯求解与共轭计算的软件实现

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核动力工程 2022年第5期43卷 238-244页

作者：周楠于颖锐赵文博廖鸿宽卢迪陈飞飞刘佳艺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

深度次临界状态下,传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点,为提高测量精度,本文对CORCA软件进行扩充,开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCAFIX软件,并采用对照程序和实堆数据对CORCA-FIX软件... 详细信息

深度次临界状态下,传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点,为提高测量精度,本文对CORCA软件进行扩充,开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCAFIX软件,并采用对照程序和实堆数据对CORCA-FIX软件进行了计算验证。验证结果证实,CORCA-FIX在求解带固定源堆芯的深度次临界状态时有着较高的精度,输出的结果应用于实堆数据后获得了更好的次临界度测量结果,且满足工程应用中反应性测量的偏差准则。

关键词：核反应堆堆芯求解固定源问题共轭计算软件实现

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低流量工况下燃料组件优化设计研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 22-27页

作者：郑晓罗涵禹杜鹏邱志方田野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

为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格... 详细信息

为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格架间距过长或过短都将降低燃料组件的热工性能,设计上应合理考虑搅混格架间距;(2)燃料组件加热段上游区域的搅混格架布置对于提升SMR燃料组件的热工性能不明显,设计上在此区域应简化布置;(3)SMR在正常运行与事故工况下,燃料组件的中下游区域的状态点参数相对恶劣,在中下游区域合理地设计搅混格架的间距与布置可以显著地提升燃料组件的热工性能,提高热工安全裕量。本文研究结果可为SMR燃料组件的设计优化提供参考。

关键词：模块式小堆(SMR) 低流量燃料组件热工-水力优化设计

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铅铋合金环境中高强AlCrFeNi多主元合金的腐蚀行为

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核动力工程 2023年第S01期44卷 137-142页

作者：黄赟浩王健斌王志军赵可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 西北工业大学凝固技术国家重点实验室西安710072

传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高,为给铅铋反应堆提供高性能结构材料,针对高强Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究。研究表明,在500~600℃的铅铋饱和氧环境下,合金形成致密的... 详细信息

传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高,为给铅铋反应堆提供高性能结构材料,针对高强Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究。研究表明,在500~600℃的铅铋饱和氧环境下,合金形成致密的Fe-Cr-Al-O氧化膜与疏松的氧化铁双层氧化膜结构,双层氧化膜厚度仅有1.5μm,氧化膜生长速率极低;Fe-Cr-Al-O氧化膜在高温铅铋环境具有极佳的致密性、结构与组织稳定性,显著保护了液态铅铋向基体溶解。相比于传统的铁素体/马氏体钢(F/M钢)、奥氏体不锈钢,Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金在高温铅铋环境中应用具有明显的优势。

关键词：铅铋合金 Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金腐蚀

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合金元素Sn,Nb对锆合金腐蚀氧化膜相稳定性影响的第一性原理研究

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物理学报 2024年第15期73卷 162-171页

作者：陈暾崔节超李敏陈文孙志鹏付宝勤侯氢四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室成都610064 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610200

锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_... 详细信息

锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_(2)稳定性,然而Sn,Nb对t-ZrO_(2)含量和t-m相变的影响机制尚不明晰.本文基于第一性原理计算了不同价态Sn,Nb掺杂ZrO_(2)的晶体结构性质、形成焓和氧空位形成能,从原子尺度揭示了Sn,Nb对ZrO_(2)稳定性的影响机理.研究表明Sn^(2+),Nb^(3+)引起显著晶格膨胀;Sn^(4+)则造成轻微晶格膨胀,而Nb^(5+)引起晶格收缩,可见高氧化态下Nb比Sn更利于减小氧化膜的内应力.低价合金元素降低ZrO_(2)稳定性,且会增大t,m相形成能差距;高价的Nb^(5+),Sn^(4+)均可提高t-ZrO_(2)相对稳定性从而抑制t-m相变,其中Nb^(5+)效果显著,Sn^(4+)则作用微弱.0—3.5 GPa范围内,t-ZrO_(2)相对稳定性随压力增大而增强.合金元素的低价态比高价态更利于在t-ZrO_(2)中形成氧空位,因而在氧化膜/金属界面附近低氧化态区域,低价元素和压应力是稳定t-ZrO_(2)的主要因素.通过电子结构分析,发现氧空位形成能与合金元素离子和氧空位间的电荷转移幅度(或电子局域化程度)呈正相关.这些结果有助于针对锆合金耐腐蚀性的成分优化和结构设计.

关键词：第一性原理 Zr-Sn-Nb 合金氧化膜相稳定性

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