检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2020年第8期54卷 1441-1447页

作者：杨红发巫英伟尹莎莎刘明皓汪宇赖建永廖先伟谢海燕王嘉瑞欧阳斌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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

事故容错燃料(ATF)是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO 2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO 2-Zir-4进... 详细信息

事故容错燃料(ATF)是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO 2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO 2-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知:相较于传统UO 2芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。

关键词：事故容错燃料 RELAP5程序事故容错能力抗高温氧化性能

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

船用核动力装置辐射安全技术研究

引用

核动力工程 2019年第4期40卷 193-199页

作者：刘绍强张宏越谭怡吕焕文王霜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

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需... 详细信息

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需求角度,归纳了两者的总体发展目标,梳理了各自的重难点技术,最后绘制了放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术的技术发展路线图,为我国船用核动力辐射安全技术发展提供了方向和支撑。

关键词：船用核动力装置辐射安全技术放射性源项分析技术辐射屏蔽设计技术重难点技术技术发展路线图

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于DMC预测控制算法的冷凝器压力控制

引用

应用科技 2022年第3期49卷 136-142页

作者：黄裕雯卢川夏虹吕新知彭彬森哈尔滨工程大学核安全与先进核能技术工信部重点实验室黑龙江哈尔滨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四川成都610000

针对压水堆核电厂冷凝器具有迟延性、复杂非线性等特点,采用集总参数法建立了核电厂冷凝器的动态数学模型,提出了一种基于动态矩阵控制算法的冷凝器压力预测控制方法。在冷凝器压力的非参数模型下,设计动态矩阵控制器,弥补了传统比例-积... 详细信息

针对压水堆核电厂冷凝器具有迟延性、复杂非线性等特点,采用集总参数法建立了核电厂冷凝器的动态数学模型,提出了一种基于动态矩阵控制算法的冷凝器压力预测控制方法。在冷凝器压力的非参数模型下,设计动态矩阵控制器,弥补了传统比例-积分-微分(PID)控制方法的局限性。仿真实验结果表明,本文所提出的核电厂冷凝器压力动态矩阵预测控制方法,其响应速度更快、调节时间更短、抗干扰的能力更强,具有良好的控制性能。

关键词：核电厂冷凝器集总参数法传递函数比例-积分-微分控制动态矩阵预测控制非参数模型滚动优化反馈

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于核仪表系统关键元器件的标准化检测研究

引用

核标准计量与质量 2021年第4期 2-7页

作者：周洪旭杨戴博穆兰芬付进科何勇郑俊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

针对福清核电站5、6号机组核仪表系统关键元器件检测效率低、检测数据波动大等问题,文章对核仪表系统关键元器件检测方式进行了研究,提出了一种标准化的检测方法,以规范检测过程,降低检测中元器件损伤风险,提高检测效率。

关键词：元器件标准化检测

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

模态应变能在反应堆及一回路系统动力分析中的应用

引用

核动力工程 2019年第3期40卷 205-210页

作者：熊夫睿叶献辉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

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分... 详细信息

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分析发现,波动管局部主导模态由于支吊架位置变化而发生变化,主导频率所对应的输入地震响应谱位置相应变化,进而影响了波动管附近的地震响应。然后,本文对同堆型环路模型动力分析中蒸汽发生器主蒸汽管是否能从环路模型中解耦进行了论证。分析发现,根据USNRC SRP3.7.2解耦准则的第二条,主蒸汽管满足解耦条件,可在动力分析中单独进行处理。本文所提出的分析方法可定量反映部件和设备在系统模型中的动力贡献程度,模态应变能的计算仅应用了系统级模型的质量和刚度信息,无需对整个系统进行时程瞬态分析。

关键词：反应堆及一回路系统动力分析模态应变能动力贡献度系统级模型

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

防振条约束失效对蒸汽发生器传热管面内流弹失稳的影响研究

引用

原子能科学技术 2019年第12期53卷 2382-2388页

作者：齐欢欢姜乃斌黄旋冯志鹏江小州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

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内... 详细信息

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内不同约束对传热管面内流弹失稳的影响。分析结果表明,随着面内支承连续失效位置的增多,弯管段面内首阶模态频率不断降低,出现在弯管段的振型越加明显;弯管段面内首阶模态不一定是最大流弹失稳比值出现的模态,最大流弹失稳比值出现模态的振型几乎都出现在弯管段;随着面内支承连续失效位置的增多,面内流弹失稳比值不断增大,当连续3个及以上防振条面内约束失效时,将出现流弹失稳现象。

关键词：蒸汽发生器传热管防振条约束失效面内流弹失稳

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

钠钾流量计在流致振动作用下的疲劳寿命分析

引用

科技视界 2022年第20期 18-22页

作者：姜超张振国吴菱艳李小畅田瑞峰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610000 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

文章以钠钾流量计为研究对象,验证流量计支撑件承受NaK-78流体冲刷3×104h的疲劳寿命。文章采用单向流固耦合分析法计算流体与固体之间的相互作用,在ANSYS Workbench中进行疲劳损伤计算和疲劳寿命预测,根据Miner线性疲劳累积损伤理... 详细信息

文章以钠钾流量计为研究对象,验证流量计支撑件承受NaK-78流体冲刷3×104h的疲劳寿命。文章采用单向流固耦合分析法计算流体与固体之间的相互作用,在ANSYS Workbench中进行疲劳损伤计算和疲劳寿命预测,根据Miner线性疲劳累积损伤理论、结构材料的S-N曲线以及疲劳载荷谱可以计算得到总疲劳损伤值。研究结果表明,流量计支撑件在不同安装方式下的疲劳寿命不同,流量计水平安装和垂直安装所对应的疲劳寿命分别为2.48×105h和4.98×104h小时。因此,流量计支撑件结构满足3×104h的使用要求,且水平安装有利于延长流量计的疲劳寿命。

关键词：疲劳寿命 ANSYS Workbench S-N曲线流致振动■

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

模拟水锤激励下的电动闸阀振动特性分析

引用

阀门 2023年第1期 68-72页

作者：郑忠良谭术洋王禹中国人民解放军海军装备部北京100841 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

电动闸阀是反应堆冷却剂系统的关键设备之一,是浮动式核电站反应堆冷却剂压力边界的关键组成部分,保证压力边界的完整性,在其启闭的过程中往往会产生水锤效应,轻则引起管道的强烈振动,重则拉裂管道弯头焊接口,破坏闸阀结构,丧失闸阀基... 详细信息

电动闸阀是反应堆冷却剂系统的关键设备之一,是浮动式核电站反应堆冷却剂压力边界的关键组成部分,保证压力边界的完整性,在其启闭的过程中往往会产生水锤效应,轻则引起管道的强烈振动,重则拉裂管道弯头焊接口,破坏闸阀结构,丧失闸阀基本功能。本文以某型水上浮动式核电站电动闸阀为研究对象,通过有限元分析软件建立了闸阀的动力学分析模型,通过等效激励的方式模拟了水锤作用效果,探究了在水锤激励作用下闸阀的振动特性,并基于分析结论给出了工程建议,为水锤效应分析及闸阀设计提供了参考。

关键词：水锤效应电动闸阀振动特性

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

带7道格架的5×5棒束两相性能CFD分析

引用

核动力工程 2019年第3期40卷 185-190页

作者：李松蔚李仲春杜思佳张虹刘卢果沈才芬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

采用两相计算流体动力学(CFD)方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究,其中结构搅混格架(MG)和跨间搅混格架(MSMG)交替布置,计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递,但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数,首先以带2道格架... 详细信息

采用两相计算流体动力学(CFD)方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究,其中结构搅混格架(MG)和跨间搅混格架(MSMG)交替布置,计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递,但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数,首先以带2道格架(MG、MSMG)的AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象,对最大气泡直径、汽泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等进行了敏感性及不确定性分析。此后采用该两相模型设置,针对带7道格架的AFA3G燃料组件进行了两相性能研究,计算结果显示格架间的各项参数不存在完全一致的周期性,但同种格架上游的空泡份额分布具有一定的相似性,因此用于两相性能评价可计算带2~3道格架的棒束,该研究可用于带格架棒束两相计算的模型设置与几何规模选择,为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。最后比较了AFA3G燃料组件及改进型燃料组件两种格架的空泡分布特性,并从提高燃料组件临界热流密度(CHF)特性的角度对其进行评价,获得与实验一致的结论,证明了评价方法的正确性。

关键词：棒束数值模拟两相计算流体动力学(CFD)

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究

引用

原子能科学技术 2019年第7期53卷 1280-1287页

作者：钱立波余红星孙玉发陈伟申亚欧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

与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分... 详细信息

与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程:SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO 2的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO 2的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO 2线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO 2线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。

关键词：大破口失水事故碳化硅惰性氧化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：