检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第5期43卷 188-194页

作者：邓坚熊青文苟军利刘余鲍辉沈丹红周佳樾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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PS... 详细信息

为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析,提出了一种结合概率安全分析(PSA)和最佳估算加不确定性(BEPU)分析的方法,并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故(LBLOCA)的极限事故为对象,首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析,而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度(PCT)分布及条件堆芯损坏概率(CCDP),最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率(CDF)。分析结果表明,压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全,且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。

关键词：大破口失水事故(LBLOCA) 不确定性分析概率安全分析(PSA) 风险指引

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

三代核电堆芯中子通量密度测量系统软件架构设计

引用

核动力工程 2021年第S01期42卷 139-142页

作者：杨戴博田皓文周利明李昆黎刚万波翁小惠李丹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

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足... 详细信息

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足要求的问题,CNFM系统实现了大量堆芯数据实时高精度快速计算,保证了反应堆运行状态监测的实时性和稳定性,同时具备向安全级核测量设备扩展的能力。目前CNFM系统已在多个“华龙一号”核电厂设计中广泛应用。

关键词：核电厂堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统软件架构

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

泄漏源首次碰撞补偿技术

引用

核动力工程 2021年第3期42卷 207-210页

作者：唐霄李庆陈长柴晓明涂晓兰汪量子李满仓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

提出泄漏源首次碰撞补偿技术,以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题。将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源,相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中,从而减轻泄漏源加重的射线效应影响,并应用单能修正简化计算方法... 详细信息

提出泄漏源首次碰撞补偿技术,以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题。将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源,相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中,从而减轻泄漏源加重的射线效应影响,并应用单能修正简化计算方法,提高了二维/一维中子输运计算的收敛性、稳定性和精度。

关键词：泄漏源泄漏源首次碰撞补偿射线效应

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

引用

核动力工程 2021年第3期42卷 203-206页

作者：任春明杜思佳邓坚吴清辛素芳胡迎刘晓波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

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研... 详细信息

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。

关键词：三代核电热管段温度搅混温度测量

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

铅基全陶瓷微封装弥散燃料堆芯概念设计初步研究

引用

核动力工程 2022年第S02期43卷 100-103页

作者：娄磊王连杰彭星杰赵晨张斌周冰燕周楠胡钰莹王星博赵子凡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

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO_(2)燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了... 详细信息

为了充分利用全陶瓷微封装弥散燃料(FCM)的耐事故特性,进一步提高铅基反应堆的安全性,将FCM应用于铅基冷却剂反应堆中,给出了铅基FCM堆芯的初步概念设计,并与传统铅基UO_(2)燃料堆芯在燃料装量、燃料利用率、能谱及反应性等方面进行了对比分析。对比结果表明,FCM对堆芯能谱有少量的慢化效果,同时需采用高富集度UO_(2)燃料核芯以保证堆芯^(235)U装量满足能量输出需求,采用FCM堆芯^(235)U装量较UO_(2)堆芯有相应降低,燃料利用率进一步提高。最后对铅基FCM堆芯布置进行功率展平优化,通过径向FCM相体积分区对堆芯功率进行了展平。计算结果显示,堆芯功率峰因子(F_(Q))由2.43降低至1.93,堆芯核焓升因子(F_(DH))由1.79降低至1.33。

关键词：铅基反应堆全陶瓷微封装弥散燃料(FCM) 初步概念设计功率展平相体积分区

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

引用

核动力工程 2021年第5期42卷 110-113页

作者：张坤陈平邢硕庞华彭航蒲曾坪何梁张林秋博文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

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验... 详细信息

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。

关键词： N36合金特征化燃料池边检查性能分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

过冷度和粗糙度对铁铬铝平板淬冷沸腾影响的实验研究

引用

核动力工程 2022年第5期43卷 109-114页

作者：张琪琪罗彦卢涛邓坚张喜林周照春北京化工大学机电工程学院北京100029 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

为了探究过冷度和表面粗糙度对铁铬铝(FeCrAl)平板淬冷沸腾的影响,对FeCrAl平板在不同过冷度和表面粗糙度下的淬冷沸腾过程开展了可视化实验研究。采用热电偶测量平板内部温度,并利用导热反问题解析式求解平板表面温度和热流密度;通过... 详细信息

为了探究过冷度和表面粗糙度对铁铬铝(FeCrAl)平板淬冷沸腾的影响,对FeCrAl平板在不同过冷度和表面粗糙度下的淬冷沸腾过程开展了可视化实验研究。采用热电偶测量平板内部温度,并利用导热反问题解析式求解平板表面温度和热流密度;通过对比分析实验现象,探究过冷度和表面粗糙度对平板淬冷沸腾过程的影响,并建立了过冷度与最小膜态沸腾温度的关系式。结果表明,淬冷沸腾过程中,FeCrAl平板表面形成开尔文一亥姆霍兹(K-H)不稳定波,且气膜破裂后产生的骤冷前沿呈“抛物线”状;随着过冷度的增加,最小膜态沸腾温度增大,临界热流密度增大,平板表面冷却速率加快,淬冷沸腾过程的时长缩短;较大的表面粗糙度可以促进FeCrAl平板表面淬冷沸腾的进行,但影响微小。

关键词：铁铬铝(FeCrAl)平板粗糙度过冷度淬冷沸腾最小膜态沸腾温度

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

铅铋反应堆堆芯流量分区智能优化方法研究

引用

核动力工程 2022年第3期43卷 53-57页

作者：凌煜凡代圣齐赵鹏程朱恩平王继锋唐欢南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

堆芯流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆... 详细信息

堆芯流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要手段,合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合,构建了反应堆堆芯流量分区计算模型,分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆流量分区问题上的收敛性分析。根据所得最优算法,分别以寿期初功率分布、各燃料组件在整个寿期内最大功率为样本数据,基于小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER-100开展两种不同流量分区方案对比分析。研究结果表明,在3种智能优化算法中,量子遗传算法在反应堆流量分区问题上收敛性最佳,能较快地搜索到最优分区结果;基于寿期初功率分布样本数据所得燃料组件最大出口温度超出反应堆热工安全限值,而基于各燃料组件在整个寿期内最大功率所得燃料组件最大出口温度降低了140 K,且始终保持在热工安全限值之下;SPALLER-100反应堆最佳分区数为5,再增加分区数对提高反应堆热工安全性能影响较小。

关键词：铅铋反应堆流量分区智能优化算法量子遗传算法

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

力-辐照耦合作用下FeCrAl包壳表面裂纹应力强度因子计算

引用

核动力工程 2022年第S02期43卷 177-181页

作者：朱笔达石凯凯郑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成都610213

为研究高辐照剂量情况下铁素体FeCrAl包壳管对断裂失效破坏的抵抗能力,利用有限元方法结合Zencrack软件中的裂纹块分析技术,计算了内压和辐照肿胀应力耦合载荷作用下FeCrAl包壳管轴向半椭圆表面裂纹的裂尖应力强度因子。获得了不同辐照... 详细信息

为研究高辐照剂量情况下铁素体FeCrAl包壳管对断裂失效破坏的抵抗能力,利用有限元方法结合Zencrack软件中的裂纹块分析技术,计算了内压和辐照肿胀应力耦合载荷作用下FeCrAl包壳管轴向半椭圆表面裂纹的裂尖应力强度因子。获得了不同辐照肿胀应变分布情况下内、外表面不同深度裂纹的裂尖应力强度因子变化规律,分析了辐照肿胀效应的影响作用。研究结果表明,相比于均匀辐照肿胀应变分布情况,包壳管在径向方向存在线性梯度变化的辐照肿胀应变时,内表面轴向半椭圆裂纹的裂尖应力强度因子水平显著降低,而外表面轴向半椭圆裂纹的裂尖应力强度因子水平显著提升。

关键词： FeCrAl 辐照肿胀应力强度因子半椭圆轴向裂纹

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于根轨迹法的核电厂棒位探测器电源PR控制的研究

引用

核动力工程 2021年第1期42卷 113-117页

作者：王春蕾陈帅君黄可东许明周何佳佶李梦书李国勇郑杲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

针对单相逆变器在核电厂棒位检测系统中的应用要求,从数学模型出发分析了其控制策略,着重分析了输出电压环比例-谐振(PR)控制器在离散域的实现方式。通过Matlab仿真和实验验证了该控制方式能够保持输出电压稳定、正弦度良好、动态响应... 详细信息

针对单相逆变器在核电厂棒位检测系统中的应用要求,从数学模型出发分析了其控制策略,着重分析了输出电压环比例-谐振(PR)控制器在离散域的实现方式。通过Matlab仿真和实验验证了该控制方式能够保持输出电压稳定、正弦度良好、动态响应快、抗干扰能力强等特点,有利于提高棒位检测的精确度。

关键词：棒位探测器电源 PR控制器根轨迹法

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：