检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第6期41卷 85-91页

作者：严峰简晓彬丁淑蓉辛勇唐昌兵李垣明复旦大学航空航天系上海200433 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

针对含有气腔的UMo/Zr单片式燃料板,考虑包壳材料的热蠕变效应,将包壳的变形与气腔压力相耦合,发展了一种对燃料板宏观起泡行为进行数值模拟的方法。基于所建立的模拟方法,计算分析了包壳热蠕变和气腔内裂变气体原子数对起泡行为的影响... 详细信息

针对含有气腔的UMo/Zr单片式燃料板,考虑包壳材料的热蠕变效应,将包壳的变形与气腔压力相耦合,发展了一种对燃料板宏观起泡行为进行数值模拟的方法。基于所建立的模拟方法,计算分析了包壳热蠕变和气腔内裂变气体原子数对起泡行为的影响。研究发现,在考虑包壳热蠕变时,若局部开裂区域内的裂变气体原子数为4.0×1017,以鼓泡高度0.1 mm作为起泡阈值的判断标准,所预测出的阈值温度比不考虑热蠕变时低100℃;若局部开裂区内的裂变气体原子数由2.5×1017增加至4.0×1017,则燃料板的起泡阈值温度将可能降低40℃,通过降低包壳材料的热蠕变率可以有效提高燃料板的抗鼓泡能力。

关键词： UMo/Zr单片式燃料板起泡阈值温度退火试验热蠕变数值模拟

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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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帧内预测模式的快速决策算法研究

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中国仪器仪表 2022年第4期 57-61页

作者：谢豪姜周张致强王金鑫彭子恒中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610213

HEVC是由视频编码联合协作小组(JCT-VC)开发出的一种先进的视频编解码标准。在帧内编码的亮度预测中,HEVC引入了35种预测模式,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。为了有效地降低HEVC的计算复杂度,研究人员已经研究了许多快... 详细信息

HEVC是由视频编码联合协作小组(JCT-VC)开发出的一种先进的视频编解码标准。在帧内编码的亮度预测中,HEVC引入了35种预测模式,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。为了有效地降低HEVC的计算复杂度,研究人员已经研究了许多快速模式决策算法。许多传统的快速模式决策算法一方面在计算梯度或者用特定的算子提取信息时,会不可避免地引入复杂度较高的运算;另一方面,梯度纹理信息也仅仅反映当前块的大致纹理信息,用其指导的预测模式与最终实际最优预测模式会有一定的偏差。本论文在帧内模式决策的过程中充分利用角度模式之间的相关性,提出了一种新的快速帧内预测模式决策的算法。

关键词： HEVC 快速模式决策角度模式

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CNP650长燃料循环长短交替运行管理研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 26-29页

作者：廖鸿宽于颖锐王永明刘同先黄灿陈长刘明权陈亮胡钰莹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 海南核电有限公司海南昌江572733

海南核电厂1、2号机组采用我国自主设计的CNP650反应堆,由于海南电网存在着明显的用电峰谷期,使得海南核电厂从年换料向长燃料循环过渡的关键在于循环长度差异巨大的长、短交替运行设计。面向上述目标,本文针对CNP650反应堆,完成了新燃... 详细信息

海南核电厂1、2号机组采用我国自主设计的CNP650反应堆,由于海南电网存在着明显的用电峰谷期,使得海南核电厂从年换料向长燃料循环过渡的关键在于循环长度差异巨大的长、短交替运行设计。面向上述目标,本文针对CNP650反应堆,完成了新燃料组件类型和富集度设计、新燃料组件数目及布置设计、独立过渡循环设计,得到了CNP650反应堆长、短交替运行的长燃料循环燃料管理策略,从1号机组第5循环开始,通过4个过渡循环,进入循环长度分别为517.3等效满功率天(EFPD)和464.0EFPD的交替运行平衡循环,各项参数满足长燃料循环燃料管理设计要求,有效地解决了海南核电厂长周期运行的特异性需求,可直接应用于海南核电厂长燃料循环运行。

关键词：长燃料循环长短交替运行燃料管理

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重水堆慢化剂热传输系统优化设计及经济性评估

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中国核电 2023年第3期16卷 393-396页

作者：彭程邓坚潘卫国上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 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

有效降低厂用电率并提高发电经济性将成为未来核电厂必须面对的现实性问题之一。本研究以秦山三期重水堆机组为对象,通过对重水堆慢化剂热传输系统的优化设计,将1号低压加热器入口凝结水作为慢化剂热交换器壳侧冷却水,利用慢化剂中的低... 详细信息

有效降低厂用电率并提高发电经济性将成为未来核电厂必须面对的现实性问题之一。本研究以秦山三期重水堆机组为对象,通过对重水堆慢化剂热传输系统的优化设计,将1号低压加热器入口凝结水作为慢化剂热交换器壳侧冷却水,利用慢化剂中的低品位热量可使1号低压加热器入口的凝结水温度提升近32℃,减少的低压缸抽气继续用于级中做功,产生的额外电能约为30.92 MW。对该系统优化设计的经济性评估,核电厂每年可新增收益2.11亿元,而核电厂需承担循环冷却水泵更换、管道安装等一次性改造成本约200万元。

关键词：热传输系统重水堆经济性评估低品位热量

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主管道管径对主泵性能的影响分析

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核动力工程 2020年第2期41卷 125-129页

作者：王岩崔怀明郭艳磊毛远帆段永强李磊苏先顺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 兰州理工大学兰州730050

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特... 详细信息

针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案,将核主泵与主管道组合建立三维模型,采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算,得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明:增加冷段管径使主泵本身效率降低,但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低,整个系统效率提高了1.3%;配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值;2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小,冷段内压力脉动幅值也较小,且均呈现出无周期和无规律特性;配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。

关键词：主泵主管道非定常流动压力脉动

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α-Fe材料辐照促进应力腐蚀开裂计算模拟研究

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广东化工 2023年第14期50卷 25-27页

作者：胡朝威何培峰于天达杨琳龙董怡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 山东大学前沿交叉科学青岛研究院山东青岛266237

对于压水反应堆结构,辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)是其最主要的失效机制。理解辐照条件下辐照缺陷与微裂纹之间的相互作用,是理解辐照促进应力腐蚀开裂微观机制的重要一步。在本研究中,利用反应力场分子动力学(ReaxFF-MD)方法,模拟了体... 详细信息

对于压水反应堆结构,辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)是其最主要的失效机制。理解辐照条件下辐照缺陷与微裂纹之间的相互作用,是理解辐照促进应力腐蚀开裂微观机制的重要一步。在本研究中,利用反应力场分子动力学(ReaxFF-MD)方法,模拟了体心立方结构(α相)的纯铁在辐照-应力-腐蚀三因素耦合作用下的演化过程,并对其进行腐蚀模拟与拉伸应变模拟,研究辐照促进应力腐蚀开裂底层物理机制及影响因素。

关键词：压水堆 α-Fe 辐照缺陷应力腐蚀反应力场分子动力学

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IVR条件下堆芯熔融物迁移状态诊断方法研究

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核动力工程 2020年第S2期41卷 1-4页

作者：朱大欢何鹏郑静方红宇张丹钟明君武铃珺吴清刘昌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 福建福清核电有限公司福建福清350318

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外... 详细信息

以华龙一号(HPR1000)为对象,基于其熔融物堆内滞留(IVR)系统专用监测仪表探究堆芯熔融物迁移状态的诊断方法。通过对大破口失水事故(LBLOCA)、全厂断电(SBO)事故等导致的典型严重事故分析发现,堆芯熔融物迁移至下封头后压力容器(RPV)外壁面温度会发生显著变化,倾斜角为45°位置的RPV外壁面温度上升幅度可达150℃~200℃。基于研究结果,提出了堆芯熔融物迁移的判定准则,即在IVR系统成功投入的前提下,当监测到下封头外壁面温度显著上升时,则认为熔融物已淹没至下封头半高度位置处,可判定堆芯熔融物已发生大量迁移。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留(IVR) 熔融物迁移

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核电厂安全级DCS机柜火灾薄弱部位优化分析

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仪器仪表用户 2023年第2期30卷 79-85,103页

作者：高楠刘明明刘全东覃吴李尉弘郑兴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 华北电力大学国家新能源发电工程研究中心北京102206

安全级DCS作为核电厂的安全重要部分,对设备的安全性及可靠性较高。对安全级DCS机柜提前进行火灾仿真,改进机柜内的火灾薄弱部位,对其安全可靠起着辅助作用。本文主要对安全级DCS机柜内火灾薄弱环节进行分析,提出机柜薄弱部位优化设计... 详细信息

安全级DCS作为核电厂的安全重要部分,对设备的安全性及可靠性较高。对安全级DCS机柜提前进行火灾仿真,改进机柜内的火灾薄弱部位,对其安全可靠起着辅助作用。本文主要对安全级DCS机柜内火灾薄弱环节进行分析,提出机柜薄弱部位优化设计改进方案,并对比分析各改进方案优化前后仿真结果,寻找合理的优化改进方案来保证机柜的高安全可靠性,同时有效降低机柜内火灾发生时的整体温度及有毒气体的危害,降低火灾危险系数。

关键词：安全级DCS机柜火灾薄弱部位火灾危害

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次临界反应性测量方法研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 214-217页

作者：唐霄肖鹏刘同先廖鸿宽黄灿赵德华刘明权卢迪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 海南核电有限公司海南昌江572733

压水堆启动前需要进行物理启动试验,其中调临界是相对耗时的一部分。采用次临界条件下的试验,可以省去调临界的步骤,提高物理启动试验的安全性和适用性,加速物理启动试验的进程,提高压水堆的负荷因子。目前,次临界反应性测量受限于测量... 详细信息

压水堆启动前需要进行物理启动试验,其中调临界是相对耗时的一部分。采用次临界条件下的试验,可以省去调临界的步骤,提高物理启动试验的安全性和适用性,加速物理启动试验的进程,提高压水堆的负荷因子。目前,次临界反应性测量受限于测量信号较弱,背景噪声强,误差较大,难以满足商用压水堆的工程应用要求。本文基于源倍增方法,利用空间重要性修正因子和信号线性修正提高次临界反应性测量的精度,成功地在核电厂首循环上实现了次临界反应性测量的蒙特卡罗方法计算,取得了较好的计算精度与效果。

关键词：次临界反应性测量源倍增方法空间重要性修正因子信号线性修正

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