检索结果-内蒙古大学图书馆

金属功能材料 2022年第1期29卷 57-62页

作者：付强闵远胜李美福中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

为实现紧凑型布置,反应堆压力容器(以下简称RPV)内设计了多个环形件的结构形式。此类结构形式首次出现在RPV设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构型式,造成内环形件与RPV内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的特点,并且此类结构... 详细信息

为实现紧凑型布置,反应堆压力容器(以下简称RPV)内设计了多个环形件的结构形式。此类结构形式首次出现在RPV设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构型式,造成内环形件与RPV内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的特点,并且此类结构长期服役在高温、高压、强辐照,承受高的动载环境下,对结构的性能要求更高。因此,有必要对RPV内环形件与容器内壁的大厚度焊接结构的焊接残余应力进行仔细研究和分析。采用试验和数值模拟相结合的方法,对RPV内环形件和容器内壁焊接接头焊接残余应力分布特征及其影响因素进行了研究,研究结果表明:消除应力热处理可有效降低低合金钢焊接接头残余应力;中间热处理对接头焊接残余应力幅值及分布趋势基本无影响。

关键词：反应堆压力容器焊接残余应力试验数值模拟

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小型反应堆技术发展战略研究

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中国科技期刊数据库工业A 2023年第6期 17-20页

作者：齐敏张卓华曾未宋丹戎秦冬中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进... 详细信息

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进核能发展的必然选择,可有力拓宽特殊能源应用维度、推动核能市场推广、加快核科技“走出去”步伐。根据上述背景,本文从小型核反应堆技术发展需求、国内外发展现状出发,剖析我国小型核反应堆技术发展面临的问题与困境,提出小型核反应堆技术发展建议。

关键词：小型核反应堆技术市场前景压水堆先进堆型

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基于模型的系统工程方法在反应堆流体力学试验的应用探索

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电子技术应用 2024年第S01期50卷 216-222页

作者：杨峻黄彦平赵玲曾小康中国核动力研究设计院反应堆流体力学研究室四川成都610213 中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213

以模拟燃料组件水力特性试验的模型研发与试验过程为对象,针对反应堆试验研发的共性问题,探索了基于模型的系统工程(MBSE)方法在反应堆流体力学试验领域的应用。基于国产核反应堆统一建模与分析平台NUMAP,开展流体力学试验模型搭建和流... 详细信息

以模拟燃料组件水力特性试验的模型研发与试验过程为对象,针对反应堆试验研发的共性问题,探索了基于模型的系统工程(MBSE)方法在反应堆流体力学试验领域的应用。基于国产核反应堆统一建模与分析平台NUMAP,开展流体力学试验模型搭建和流程模板化梳理,开发了模拟燃料组件协同设计仿真系统,实现参数化地试验系统设计和仿真。验证结果表明,协同设计仿真系统模型驱动的设计结果与传统文档驱动的结果相近,涵盖了试验设计实施的全流程,具有友好的人机交互方式,显著提高了设计分析效率且拥有较高精度,具有重要的工程价值,为未来反应堆数字化试验应用奠定了基础。

关键词： MBSE 协同设计仿真燃料组件水力试验 Modelica NUMAP

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基于分子指纹和拓扑指数的工质临界温度理论预测

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化工学报 2022年第4期73卷 1493-1500页

作者：任嘉辉刘豫刘朝刘浪李莹重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室能源与动力工程学院重庆400030 污染控制与资源化研究国家重点实验室江苏南京210023 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四川成都610213

临界温度是一种非常关键的热物理性质,对其进行理论预测一直是热物性研究的热点。然而,早期预测模型往往不能有效区分工质同分异构体。本文借助机器学习算法,采用“分子指纹+拓扑指数”的新型分子结构描述方法表达工质的分子结构并建立... 详细信息

临界温度是一种非常关键的热物理性质,对其进行理论预测一直是热物性研究的热点。然而,早期预测模型往往不能有效区分工质同分异构体。本文借助机器学习算法,采用“分子指纹+拓扑指数”的新型分子结构描述方法表达工质的分子结构并建立临界温度模型,在测试集预测中的绝对平均偏差为3.99%,表明本文模型具有良好的预测能力。本文模型与文献对比的结果表明,新模型不仅可以有效区分工质同分异构体,在计算精度方面也超越了现有其他模型。

关键词：工质热力学性质临界温度拓扑指数机器学习神经网络预测

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二次中子源的氦生成速率研究

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现代应用物理 2022年第3期13卷 70-73页

作者：杨俊云夏明明朱建平邓理邻徐涛王霜肖锋唐松乾陈鑫苗建新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

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相... 详细信息

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相关参数为输入,开展燃耗和粒子输运计算,得到平衡循环中不同燃耗深度下二次中子源的氦生成速率及不同核反应道的贡献比。计算结果表明,二次中子源内生成氦的主要核反应的平均微观反应截面和氦生成速率受燃耗深度的影响并不显著,在二次中子源产生氦的主要核反应中,9Be(n,2n)4He的贡献最大,约占71.7%,其他反应道的贡献分别为9Be(n,α)6He约占12.0%,9Be(γ,n)4He约占4.3%,6Li(n,t)4He约占12.0%。

关键词：二次中子源氦气生成速率 “华龙一号”

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燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 188-192页

作者：吴丹邓坚丁书华辛素芳鲜麟毕树茂毛辉辉中国核动力研究设计院成都610213 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

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用... 详细信息

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。

关键词：冷却剂丧失事故(LOCA) 燃料棒肿胀破裂 ARSAC-K 功率分布包壳峰值温度(PCT)

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压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

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原子能科学技术 2020年第6期54卷 1085-1091页

作者：邵雪娇谢海熊夫睿张毅雄杜娟艾红雷刘正谷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

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比... 详细信息

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响.考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著.将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性.

关键词：环境疲劳修正因子转换应变率应变增量

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冷却剂泵试验台冷态调试性能分析

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阀门 2024年第4期 486-489页

作者：赵京王志郝承明杨红发熊思勇霍蒙叶奇喻巧王用超岳为民中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610213 中国船舶集团渤海造船有限公司辽宁葫芦岛125000

本文对某新建冷却剂泵试验台架冷态运行性能调试进行了概述,并进一步对台架测量误差和试验泵容差分别分析。结果表明:新建试验台架测量额定点与基准额定点误差为1.08%,其余试验结果与基准值误差均在1.6%以内,满足泵精度要求;以不同基准... 详细信息

本文对某新建冷却剂泵试验台架冷态运行性能调试进行了概述,并进一步对台架测量误差和试验泵容差分别分析。结果表明:新建试验台架测量额定点与基准额定点误差为1.08%,其余试验结果与基准值误差均在1.6%以内,满足泵精度要求;以不同基准曲线额定点为试验泵性能要求,试验泵流量和扬程数据均在允许容差范围内。

关键词：试验台架冷态调试误差分析

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U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料力学性能的分子动力学模拟

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物理学报 2021年第12期70卷 52-61页

作者：辛勇包宏伟孙志鹏张吉斌刘仕超郭子萱王浩煜马飞李垣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成都610213 西安交通大学材料科学与工程学院金属材料强度国家重点实验室西安710049

在二氧化铀(UO2)燃料中掺杂钍(Th)是提高其热稳定性的有效手段.本文利用分子动力学模拟方法,系统研究了温度与掺杂浓度对U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料结构稳定性与力学特性的影响.研究发现,沿[001]晶向单轴拉伸可观察到混合燃料由初始面... 详细信息

在二氧化铀(UO2)燃料中掺杂钍(Th)是提高其热稳定性的有效手段.本文利用分子动力学模拟方法,系统研究了温度与掺杂浓度对U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料结构稳定性与力学特性的影响.研究发现,沿[001]晶向单轴拉伸可观察到混合燃料由初始面心立方结构的萤石相转化为具有低对称结构的scrutinyite相的特殊相变.混合燃料体系的力学性能强烈依赖于温度与掺杂浓度,弹性模量和断裂应力随温度的升高而减小,断裂应变随温度的升高呈增加趋势.当掺杂浓度小于0.1时,弹性模量呈下降趋势,而掺杂浓度高于0.1时,弹性模量呈增加趋势.断裂应力随掺杂浓度的增加而增加,断裂应变则减小.不同掺杂浓度下混合燃料体系均表现脆性断裂特性,多晶样品中发生脆性沿晶断裂.本文的研究结果可为UO_(2)燃料的掺杂改性提供力学性能上的理论指导.

关键词： U_(1-x)Th_(x)O_(2) 分子动力学模拟力学性能断裂

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新型反应堆下腔室结构设计研究

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广东化工 2023年第7期50卷 135-138页

作者：赵伟李浩胡雪飞邓朝俊中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

在三代压水型反应堆华龙一号设计中,为了控制堆芯入口反应堆冷却剂流场的流速,在压力容器下封头设置堆芯流量分配结构,对下腔室的冷却剂进行流量分配。本文基于华龙一号反应堆下腔室流量分配结构,提出了一种新型的流量分配结构,对新型... 详细信息

在三代压水型反应堆华龙一号设计中,为了控制堆芯入口反应堆冷却剂流场的流速,在压力容器下封头设置堆芯流量分配结构,对下腔室的冷却剂进行流量分配。本文基于华龙一号反应堆下腔室流量分配结构,提出了一种新型的流量分配结构,对新型结构进行建模并利用CFX方法开展了计算分析,通过与华龙一号现有结构的对比,分析认为新型流量分配结构可对进入下腔室的反应堆冷却剂进行充分搅混和流量分配,获得较均匀的堆芯入口流量分配效果,满足压水型反应堆堆芯入口流量分配设计准则,具有工程应用价值。

关键词：反应堆下腔室流量分配结构设计仿真建模流场分析

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