检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

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锆基弥散微封装燃料在稳态运行条件下的失效机理研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 156-161页

作者：李垣明唐昌兵余红星辛勇陈平周毅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

为实现锆基弥散微封装燃料(M3燃料)的优化设计,进一步提升其在轻水堆(LWR)运行环境下的可靠性,需对其在稳态运行条件下的失效机理进行研究。本研究借助于ABAQUS有限元软件,通过二次开发建立了M3燃料的辐照-热-力耦合性能三维数值模拟分... 详细信息

为实现锆基弥散微封装燃料(M3燃料)的优化设计,进一步提升其在轻水堆(LWR)运行环境下的可靠性,需对其在稳态运行条件下的失效机理进行研究。本研究借助于ABAQUS有限元软件,通过二次开发建立了M3燃料的辐照-热-力耦合性能三维数值模拟分析方法,并基于此分析方法对M3燃料在稳态运行条件下的失效机理进行了研究。研究结果表明,稳态运行期间M3燃料的失效主要以辐照初期内致密热解碳层(IPyC层)的失效、辐照中后期疏松热解碳层(Buffer层)与IPyC层分开再接触后导致的碳化硅层失效为主。该研究结果可为后续M3燃料的优化设计提供指导。

关键词： M3燃料失效机理 LWR 辐照-热-力耦合

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弹簧式安全阀和先导式安全阀在核电厂中的飞射物源对比分析

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科技视界 2021年第15期 85-87页

作者：韩冰王保平严思伟余小权廖先伟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

高能流体系统中的阀门应作为潜在的飞射物加以评价。在核电厂中,稳压器安全阀位于稳压器伸出平台区域,假定当稳压器安全阀连接阀盖与阀体的螺栓损坏时,阀盖部分会作为飞射物弹出,影响安全壳内衬的完整性,因此,稳压器安全阀应作为潜在的... 详细信息

高能流体系统中的阀门应作为潜在的飞射物加以评价。在核电厂中,稳压器安全阀位于稳压器伸出平台区域,假定当稳压器安全阀连接阀盖与阀体的螺栓损坏时,阀盖部分会作为飞射物弹出,影响安全壳内衬的完整性,因此,稳压器安全阀应作为潜在的飞射物源,考虑防护设计。目前,广泛应用的稳压器安全阀主要有弹簧式安全阀和先导式安全阀,由于其结构特性不同,阀门飞射物参数也不同。通过对比分析可知,相较于先导式安全阀,弹簧式安全阀飞射物的质量更大,当二者飞射物撞击速度相近时,弹簧式安全阀飞射物的撞击冲量更大,其作为潜在的飞射物源考虑时,应特别考虑防护设计。

关键词：核电厂安全阀飞射物

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γ相机微型化设计探索

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科技视界 2021年第17期 63-65页

作者：田超王波吕焕文刘嘉嘉夏明明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

根据最新研究表明,目前的γ相机已经具备便携式手持操作进行探测的功能。文章对γ相机微型化、轻量化的发展趋势以及握持方式和设计进行了探索。从轮廓尺寸、重量和握持方式等影响便利性使用的关键因素等方面着手,对γ相机进行微型化、... 详细信息

根据最新研究表明,目前的γ相机已经具备便携式手持操作进行探测的功能。文章对γ相机微型化、轻量化的发展趋势以及握持方式和设计进行了探索。从轮廓尺寸、重量和握持方式等影响便利性使用的关键因素等方面着手,对γ相机进行微型化、轻量化和模块化设计。设计的γ相机能够更好地满足不同使用场景和使用方式的功能需求。

关键词：微型化γ相机人机工程模块化设计

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基于MBSE的核动力装置智能化设计

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科技视界 2021年第15期 1-4页

作者：赖建永李毅张玉龙韩冰任云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

MBSE被视为系统设计升级换代的革命性工具,近些年发展尤为迅猛,已成为近几年来系统工程界研究和应用的热点。MBSE是Model-Based System Engineering的缩写,即基于模型的系统工程。核动力装置设计作为一项跨专业和多学科相结合的大型系... 详细信息

MBSE被视为系统设计升级换代的革命性工具,近些年发展尤为迅猛,已成为近几年来系统工程界研究和应用的热点。MBSE是Model-Based System Engineering的缩写,即基于模型的系统工程。核动力装置设计作为一项跨专业和多学科相结合的大型系统工程,具有技术难度大、投入资金多、质量与可靠性要求高、协作单位多、研制风险高和管理难度大等特点。核动力装置是高精尖工程应用领域的一个重要分支,目前,存在系统设计模式效率不高、创新性不够、技术垄断以及设计质量参差不齐等问题,为改善这些问题。提升核动力系统设计质量和开发速度,进行基于MBSE的核动力装置智能化设计就显得尤为必要。文章采用模型的系统工程思想,围绕上述问题进行研究,提出一种针对核动力装置领域系统智能化设计的方法。

关键词： MBSE 系统工程余热排出核动力装置

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堆内构件钴基合金激光增材制造工艺研究

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焊接技术 2021年第12期50卷 62-66页

作者：王留兵何大明王庆田鲁文斌赵伟曹奇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610213

针对钴基合金手工TIG堆焊出现的焊接质量问题,开展了钴基合金激光同轴送粉增材制造工艺研究,包括激光功率、送粉速率、扫描速度等工艺参数,采用了正交试验,以增材层的表面成形质量、稀释率、表面硬度作为评价指标。试验结果表明,激光增... 详细信息

针对钴基合金手工TIG堆焊出现的焊接质量问题,开展了钴基合金激光同轴送粉增材制造工艺研究,包括激光功率、送粉速率、扫描速度等工艺参数,采用了正交试验,以增材层的表面成形质量、稀释率、表面硬度作为评价指标。试验结果表明,激光增材层无损检验结果合格,硬度比手工TIG堆焊层硬度更均匀;摩擦磨蚀性能和耐腐蚀性能试验结果表明,激光熔覆层的性能优异。

关键词：堆内构件钴基合金激光增材制造组织性能

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华龙一号快速冷却功能验证试验模拟计算研究

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科技视界 2021年第17期 183-186页

作者：陈伟钱立波吴清袁鹏沈丹红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

自主化华龙一号三代核电技术提出多种创新设计以提高安全水平,其中,“快速冷却”功能通过自动开启大气释放阀以预设速率降低蒸汽发生器二次侧压力,可实现一回路的快速降压。快速冷却首堆功能验证试验即为有效验证该新增功能。文章首先... 详细信息

自主化华龙一号三代核电技术提出多种创新设计以提高安全水平,其中,“快速冷却”功能通过自动开启大气释放阀以预设速率降低蒸汽发生器二次侧压力,可实现一回路的快速降压。快速冷却首堆功能验证试验即为有效验证该新增功能。文章首先开展了快速冷却功能验证试验的预先模拟分析,研究试验过程中的风险点,确定初始关键参数,并在试验后开展了复算分析,以论证事故分析程序和分析方法对快速冷却功能模拟的适用性。研究结果表明:事故分析程序可准确模拟了试验过程,有效指导了快速冷却首堆功能验证试验设计,同时证明了事故分析程序和分析方法模拟的适用性。

关键词：华龙一号快速冷却首堆试验模拟计算

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华龙一号后续机型稳压器安全阀改进分析研究

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科技视界 2021年第12期 128-130页

作者：韩冰王保平李耀武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

稳压器安全阀是反应堆冷却剂系统的超压保护设备,是保证核电厂安全运行的重要设备之一。华龙一号核电机组的设计寿命为60年,而稳压器安全阀的设计寿命为40年,与电厂设计寿命不匹配。此外,华龙一号后续机型提升了堆芯功率,现有稳压器安... 详细信息

稳压器安全阀是反应堆冷却剂系统的超压保护设备,是保证核电厂安全运行的重要设备之一。华龙一号核电机组的设计寿命为60年,而稳压器安全阀的设计寿命为40年,与电厂设计寿命不匹配。此外,华龙一号后续机型提升了堆芯功率,现有稳压器安全阀不能满足要求。文章针对上述问题提出了华龙一号后续机型稳压器安全阀的改进方案,通过分析研究,可采取延长阀门设计寿命和增加阀门排量的措施,提高稳压器安全阀与华龙一号后续机型的匹配度。

关键词：华龙一号核电厂稳压器安全阀

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地下核电站严重事故防护措施分析

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科技视界 2021年第10期 100-103页

作者：武铃珺张航张明邹志强向清安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

地下核电站是核电建设的一种新理念,拟将全部核岛建筑置于地下岩体中。严重事故防护是核电安全设计不可或缺的一环,是衡量第三代核电技术的重要指标,地下核电站相较于地面核电站,其严重事故防护具有独特的优势,如洞室提供多一重的放射... 详细信息

地下核电站是核电建设的一种新理念,拟将全部核岛建筑置于地下岩体中。严重事故防护是核电安全设计不可或缺的一环,是衡量第三代核电技术的重要指标,地下核电站相较于地面核电站,其严重事故防护具有独特的优势,如洞室提供多一重的放射性包容屏障,高位水池提供较大的非能动注入压头和充足水源等。文章从纵深防御多重屏障依次退防的角度介绍地下核电站严重事故对策的设置,分析与地面核电站的差异和收益。

关键词：地下核电站严重事故严重事故对策严重事故防护洞室

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反应堆压力容器安注接管嘴热工水力瞬态分析

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科技视界 2021年第17期 179-182页

作者：王保平于德勇韩冰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

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力... 详细信息

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力学方法,详细计算了该工况下反应堆压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布。文章考虑的设计瞬态有安注系统误动作和反应堆冷却剂系统误失压两类工况,通过CFD计算软件,对压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布开展仿真研究,获得其具体温度分布,可作为详细评价该工况下压力容器管嘴的结构完整性的支撑。

关键词：反应堆压力容器安注接管嘴瞬态

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