检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第S2期41卷 159-162页

作者：宋明亮马建黄彦平何子昂田皓文张雨周禹中国核动力研究设计院技术开发与支持处成都610213 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

以垂直向上窄间隙矩形通道为研究对象,开展了恒热流密度加热条件下的单相传热特性实验研究。根据测量的温度、流量、压降和热流密度,获得一定工况范围涵盖层流、过渡和湍流流动的平均努谢尔数实验数据,并基于实验数据对现有的预测关系... 详细信息

以垂直向上窄间隙矩形通道为研究对象,开展了恒热流密度加热条件下的单相传热特性实验研究。根据测量的温度、流量、压降和热流密度,获得一定工况范围涵盖层流、过渡和湍流流动的平均努谢尔数实验数据,并基于实验数据对现有的预测关系式进行了对比评价。结果表明,Shah和London、Dittus-Boelter、Gnielinski提出的努谢尔数预测关系式均与实验数据具有良好的一致性,本实验得到的数据可为运动条件下的非等温传热特性研究提供对比依据。

关键词：窄间隙矩形通道垂直向上流动单相传热特性

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新型不确定性分析容忍限估计方法

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核动力工程 2020年第6期41卷 131-137页

作者：郭家丰卢川毛辉辉孙中宁王建军王晓烈哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 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

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确... 详细信息

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确定性分析容忍限上下界估计的新方法。相比于WILKS公式,本文所述的方法可以有效降低所需计算的最小样本容量,减少不确定性分析的时间成本。

关键词：不确定性分析 WILKS公式容忍限估计方法最小样本容量

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FCM燃料堆内行为模拟及结构设计研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 197-200页

作者：周毅刘仕超陈平李垣明辛勇刘振海张林谷明非赵艳丽乐韵琳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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区... 详细信息

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区和SiC层同时具有较低的应力水平。分析了无燃料区厚度为100~500μm时基体SiC、无燃料区以及SiC层的应力分布,结果表明,基体SiC和SiC层最大应力随无燃料区厚度增大而增大,而无燃料区的最大应力则随其厚度增大而降低。当无燃料区厚度为400μm时,无燃料区和SiC层均处于较低的应力状态,无燃料区SiC基体应力约为400 MPa,而SiC层的最大环向应力约为200 MPa,其失效概率约为2.5×10^-4。因此,当无燃料区厚度为400μm时,FCM燃料既能维持芯块结构完整,又能保证SiC层具有较低的失效概率。结构优化为FCM燃料的应用提供了基础。

关键词： FCM燃料热力学行为结构优化失效概率

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铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn稀土镁合金高温压缩本构行为及加工图

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稀有金属材料与工程 2020年第8期49卷 2591-2598页

作者：刘崇亮权高峰周明扬郭阳阳范玲玲西南交通大学材料先进技术教育部重点实验室四川成都610031 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

研究了铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn镁合金在应变量为50%、温度350~450℃、应变速率0.0001~0.1 s^-1条件下热压缩过程中的本构行为、组织演变和热加工性能。选用双曲正弦本构方程描述合金的流变行为以及变形参数间的关系。结果表明,温度和... 详细信息

研究了铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn镁合金在应变量为50%、温度350~450℃、应变速率0.0001~0.1 s^-1条件下热压缩过程中的本构行为、组织演变和热加工性能。选用双曲正弦本构方程描述合金的流变行为以及变形参数间的关系。结果表明,温度和应变速率对Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn镁合金的流变应力行为有重要影响,其流变应力随温度的降低和应变速率的增加而增大,并且在温度高于400℃压缩时,合金的真应力应变曲线具有典型的动态再结晶特性。在本实验条件下,该合金变形期间的活化能(Q)和应力指数(n)分别为359.258 k J/mol和5.24,实验值与计算值之间的平均误差(ARE)为3.37%。最后基于动态材料模型加工理论,结合热加工图和压缩过程中的组织演变,确定了该合金的最佳热加工参数为:加热温度400~450℃,应变速率为0.0001~0.001 s^-1。

关键词： Mg-Gd-Y-Nd-Zn镁合金热压缩微观结构演变本构方程热加工图

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模块化RPV支座冷却结构优化设计

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机械工程师 2022年第5期 55-57页

作者：何震田俊科陈富财陈树谢永奇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 北京航空航天大学北京100191

压力容器支承支座是反应堆重要组成部分,其主要功能是定位反应堆压力容器并传递工况载荷。受一回路冷却剂高温影响,支座应考虑必要的通风系统,以确保支座外围混凝土基台的工作温度不超过设计限值。文中以模块化RPV支承支座为研究对象,... 详细信息

压力容器支承支座是反应堆重要组成部分,其主要功能是定位反应堆压力容器并传递工况载荷。受一回路冷却剂高温影响,支座应考虑必要的通风系统,以确保支座外围混凝土基台的工作温度不超过设计限值。文中以模块化RPV支承支座为研究对象,建立支承支座通风冷却结构的CFD模型进行温度场仿真,研究通风系统对支座温度的影响,完成支座混凝土基台工作温度的评估,结合分析成果给出RPV支座通风结构的优化,为模块化RPV支座的优化设计提供理论依据。

关键词： RPV支座通风系统温度场优化设计

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基于动态贝叶斯网络的小型无人核动力系统可靠性分析

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海洋工程装备与技术 2023年第1期10卷 57-63页

作者：钟明君郭永晋张丹蒋孝蔚金杨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 上海交通大学海洋智能装备与系统教育部重点实验室上海200240 中国船舶及海洋工程设计研究院上海200011

核动力装置十分适用于深空探测、深海作业等小型无人装备的能源供给。由于其孤岛运行的特点,如何形成平衡优化的高可靠系统设计方案是小型无人核动力装置研发的关键。本文首先分析典型小型无人核动力系统构型及动态特性;在此基础上,构... 详细信息

核动力装置十分适用于深空探测、深海作业等小型无人装备的能源供给。由于其孤岛运行的特点,如何形成平衡优化的高可靠系统设计方案是小型无人核动力装置研发的关键。本文首先分析典型小型无人核动力系统构型及动态特性;在此基础上,构建全系统动态贝叶斯网络模型,对其系统总体可靠性进行研究;对比分析了不同系统架构下的总体可靠度演化规律,并确定了影响任务成功的关键子系统。本研究所采用的方法及分析结果能够为小型无人核动力装置早期设计阶段的系统构型及可靠性设计优化提供借鉴。

关键词：无人核动力系统可靠性分析动态贝叶斯网络布雷顿循环

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熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 460-470页

作者：刘明皓王成龙张大林秋穗正张玉龙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 西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反... 详细信息

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反应堆系统的非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,本文对MSRE堆开展了典型事故工况下系统的瞬态特性分析,包括无保护反应性引入事故、无保护堆芯入口过冷事故、无保护失流事故、冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故。分析结果表明,在各事故条件下,系统关键温度参数均在安全限值范围之内,HP-PRHRS系统能够有效导出燃料盐衰变热,确保反应堆系统安全,从而理论验证了HP-PRHRS概念设计的可行性与合理性。

关键词：非能动余热排出系统高温热管热工水力分析熔盐堆

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事故容错燃料包壳表面液滴碰撞行为及Leidenfrost现象实验研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 35-40页

作者：王泽锋马云飞钟明君熊进标杨燕华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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为了研究事故容错燃料包壳表面的液滴Leidenfrost现象,本研究采用高速相机对液滴与事故容错燃料包壳SiC和FeCrAl的碰撞行为进行可视化观测,并与常规包壳材料Zr-4对比。结果表明,液滴碰撞方式有沉积、带二次液滴散射的反弹、带二次液滴... 详细信息

为了研究事故容错燃料包壳表面的液滴Leidenfrost现象,本研究采用高速相机对液滴与事故容错燃料包壳SiC和FeCrAl的碰撞行为进行可视化观测,并与常规包壳材料Zr-4对比。结果表明,液滴碰撞方式有沉积、带二次液滴散射的反弹、带二次液滴散射的碎化、反弹和碎化5种;沉积属于核态沸腾换热,反弹和碎化属于膜态沸腾,带二次液滴散射的反弹和带二次液滴散射的碎化属于过渡沸腾换热;液滴的临界热流密度(CHF)温度与韦伯数(We)无关,而Leidenfrost温度随着We和固体表面蓄热系数的增大而增大;在膜态沸腾阶段,液滴的铺展行为与温度无关,随着We的增大,液滴铺展的更快,且能达到更高的铺展因子。

关键词：碰撞方式事故容错燃料 Leidenfrost现象铺展行为

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三代核电先进堆芯中子通量测量系统对比研究

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科技视界 2024年第20期14卷 21-24页

作者：尹秋升孙培伟韩钰李昆西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 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

随着压水堆核电从二代、二代加发展到三代核电,堆芯中子通量测量系统对堆芯中子注量率的监测方式也由定期从压力容器底部插入探测器进行测量,改进为从堆芯顶部插入在线监测。文章通过调研国内主要的三代核电机组的先进堆芯中子通量测量... 详细信息

随着压水堆核电从二代、二代加发展到三代核电,堆芯中子通量测量系统对堆芯中子注量率的监测方式也由定期从压力容器底部插入探测器进行测量,改进为从堆芯顶部插入在线监测。文章通过调研国内主要的三代核电机组的先进堆芯中子通量测量系统,对比分析不同堆型系统在结构组成、功能性能等方面的差异,为其优化设计提供借鉴。

关键词：堆芯中子通量测量系统三代核电堆芯测量

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基于PCA的主泵传感器状态监测模型

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核动力工程 2020年第3期41卷 170-176页

作者：朱少民夏虹彭彬森王岩王志超张汲宇姜莹莹哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 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

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监... 详细信息

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。

关键词：主泵状态监测传感器主成分分析

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