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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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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HPR1000核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

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核动力工程 2025年第3期 224-228页

作者：章雨彭浩胡清仁周岱中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室

通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求，结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号（HPR1000）堆型中反应堆保护系统（RPR）的特点，采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想，提出了一套完整的基于龙鳞平台（NASPIC）面向HPR1000堆型... 详细信息

通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求，结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号（HPR1000）堆型中反应堆保护系统（RPR）的特点，采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想，提出了一套完整的基于龙鳞平台（NASPIC）面向HPR1000堆型的RPR系统定期试验方案设计。相较于国内其他核电机组的试验方案，该方案在满足RPR系统的定期试验功能需求的基础上，多采用自动化和人因友好性设计进行优化改进，实现了试验的自动化执行，降低了人因风险，可为后续其他工程的RPR系统定期试验方案提供参考。

关键词：龙鳞平台(NASPIC) 定期试验反应堆保护系统(RPR) 华龙一号(HPR1000)

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全谱系中子学计算程序FSAR的研发进展及其共振方法初步验证

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 26-34页

作者：张斌王连杰卢迪赵晨刘佳艺核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院四川成都610041

为满足覆盖广域中子能量范围的先进反应堆研发需求,中国核动力研究设计院开发了先进反应堆全谱系中子学计算程序FSAR。FSAR程序是基于确定论两步法计算策略、由二维截面生成计算程序和三维堆芯计算程序组成的中子学计算程序。二维截面... 详细信息

为满足覆盖广域中子能量范围的先进反应堆研发需求,中国核动力研究设计院开发了先进反应堆全谱系中子学计算程序FSAR。FSAR程序是基于确定论两步法计算策略、由二维截面生成计算程序和三维堆芯计算程序组成的中子学计算程序。二维截面生成程序采用超细群条件下的子群方法进行共振自屏效应处理,在共振计算中嵌入特征线方法求解慢化方程以获得精确的共振自屏截面。在截面生成计算中采用特征线方法求解二维组件的中子通量密度,从而获得少群均匀化截面。全谱系先进反应堆中子能量跨度大,不同的中子平均自由程导致了全堆芯局部非均匀性和全局空间耦合效应强烈。为更好地处理上述效应,截面生成计算中采用了超均匀化方法和泄漏修正模型进行均匀化截面修正。堆芯计算程序采用离散纵标法进行三维中子输运计算,采用微观燃耗计算方法模拟堆内全寿期内各核素的消耗和累积。本文采用快谱、中间能谱及热谱条件下的计算问题对FSAR程序共振计算方法进行了初步验证。计算结果表明,对于不同能谱条件下的测试问题,FSAR程序均能够获得与参考解符合较好的有效共振截面,具备良好的全中子能谱共振效应处理能力。

关键词：全谱系先进反应堆二维截面生成计算三维堆芯计算共振自屏效应

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反应堆系统遇水下爆炸载荷环境与关键设备陆地冲击试验载荷匹配研究

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 119-128页

作者：熊夫睿张文正刘帅袁志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四川成都610041

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载... 详细信息

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。

关键词：反应堆系统水下爆炸载荷环境陆地冲击试验载荷匹配

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超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 81-87页

作者：冯梦娇刘旻昀黄善仿黄彦平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 清华大学工程物理系北京100084 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成都610213

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模... 详细信息

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模型进行数值模拟,分析喷射器的性能,探究尺寸参数对喷射器性能的影响。结果表明,四级串联的喷射器能依次将0.5 MPa泄漏气体加压至2.0、4.4、6.0、8.0 MPa,实现泄漏气体的回收利用;喷射器背压小于临界压力时,引射比不受背压影响,喷射器背压大于临界压力时,引射比随背压的增大而急剧减小;引射比随入口截面的减小而增大,随喷嘴收缩角的增大先增大后减小,在收缩角为20°时,引射比达到最大。

关键词：超临界二氧化碳泄漏气体多级喷射器结构优化

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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

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原子能科学技术 2023年第1期57卷 185-191页

作者：姜露张丽屏傅孝龙孙英学刘文进杨宇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

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 详细信息

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。

关键词：压力容器主密封瞬态条件主螺栓应力密封分离量累积塑性变形

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CF系列燃料组件落棒性能试验研究

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核动力工程 2025年第3期 147-151页

作者：田雪莲张子扬陈良斌余庆林蒋宇郭思贝聂常华卓文彬中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室

介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料... 详细信息

介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组件的落棒性能差异。试验结果表明，CF3系列燃料组件相对于CF2系列燃料组件的落棒时间更长、落棒冲击力更小，导向管结构的改进对落棒缓冲时间的影响更大。试验结果验证了设计改进的实际效果，为CF系列燃料组件的实堆应用和发展提供了支撑。

关键词： CF系列燃料组件落棒时间落棒速度落棒冲击力

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基于机器学习的核电仪控系统关键芯片温度预测

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西南交通大学学报 2024年

作者：汪凡雨王东伟邓强赵阳严浩陈起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

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进... 详细信息

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进而基于有限元模型模拟不同工况下的芯片SST值并生成样本集，采用四种不同的机器学习算法对不同工况下的CPU和FPGA的SST进行预测。研究结果表明，在环境温度为20℃时，CPU和FPGA的SST分别为37.5℃和33.5℃；而当环境温度为55℃时，CPU和FPGA的SST上升至为72℃和68℃。有限元分析结果能够很好地模拟试验现象，计算所得芯片SST同试验结果吻合较好。利用有限元模型计算得到100组工况下CPU和FPGA的SST值，采用M-SVR、XGBoost、ANN以及BRR四种算法，对不同工况下CPU和FPGA的SST进行学习预测。结果表明，四种算法模型均能够对芯片SST进行预测，其中ANN算法在测试集上的预测性能最佳，其MSE值小于0.15%，R2大于0.99，泛化能力最强。相比之下，其他三种模型对于高SST的样本预测虽然表现出较好的预测性能，但是对于低SST样本的预测误差较大，尤其是XGBoost模型，其预测误差高达3.65℃。本研究为核安全级控制系统的芯片SST预测提供了一种新方法，为提高核级仪控系统的可靠性提供理论基础。

关键词：核安全级仪控系统热学特性芯片温度有限元分析机器学习

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基于流管模型的流动扰动数值表征及流弹失稳预测

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计算力学学报 2025年第2期42卷 322-328页

作者：冯志鹏齐欢欢蔡逢春中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都610213

为了提升流管模型的预测能力和适用范围,获得能定量表征其众多流动扰动参数的通用方法,通过理论推导建立经典流管模型的动力学方程,基于二维流固耦合模拟发展流动扰动参数辨识方法,研究流管的面积分布、速度分布、压力分布(均包括稳态... 详细信息

为了提升流管模型的预测能力和适用范围,获得能定量表征其众多流动扰动参数的通用方法,通过理论推导建立经典流管模型的动力学方程,基于二维流固耦合模拟发展流动扰动参数辨识方法,研究流管的面积分布、速度分布、压力分布(均包括稳态项、相位差、扰动项)规律,然后以相位差函数为例,将其数学表达式作为流管模型的基本输入参数进行集成,预测管束结构的流弹失稳行为。结果表明,本文方法成功获得了众多流动扰动参数与曲线坐标及时间的关系,流动扰动参数的稳态项与曲线坐标的函数为正弦形式,相位差与曲线坐标的函数关系为线性形式;预测的临界流速与实验值吻合良好,证明了结合流动扰动数值表征和流管模型基本假设预测流弹失稳的可行性,为流弹失稳预测模型的开发提供了可行途径。

关键词：流致振动流弹失稳流管模型流动扰动管束结构

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