检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第4期44卷 133-137页

作者：王喆张丹邹志强王宁宁杨未东都昱生态环境部核与辐射安全中心北京100082 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

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固... 详细信息

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。

关键词：溶液堆概率安全分析安全目标

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气相渗氢工艺对锆合金氢含量及其分布的影响

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金属热处理 2024年第12期49卷 94-99页

作者：田大容徐春容张伟陈尧唐彦杨忠波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

针对Zr-Sn-Nb合金板材开展了气相渗氢研究,重点研究了渗氢时间和渗氢后退火时间对氢含量及其分布的影响。结果表明,随着渗氢时间的增加,氢化物含量增多,氢化物出现聚集,形成缠绕生长的条状结构,最终逐渐呈现细小网状分布;退火过程氢原... 详细信息

针对Zr-Sn-Nb合金板材开展了气相渗氢研究,重点研究了渗氢时间和渗氢后退火时间对氢含量及其分布的影响。结果表明,随着渗氢时间的增加,氢化物含量增多,氢化物出现聚集,形成缠绕生长的条状结构,最终逐渐呈现细小网状分布;退火过程氢原子从外表面向壁厚中心位置扩散,从两端向中部扩散;氢化物含量越高,退火时间越长,氢化物扩散越充分,条状氢化物分解为多个细小氢化物并弥散均匀分布在锆基体中。应用指数函数对氢含量-渗氢时间的规律进行拟合,获得了Zr-Sn-Nb合金定量渗氢工艺与氢含量的对应关系。

关键词： Zr-Sn-Nb合金气相渗氢渗氢后退火氢化物

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Fe+Cr及Si含量对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响

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核动力工程 2024年第3期45卷 146-153页

作者：岳慧芳庞华高博高士鑫罗倩倩赵艳丽蒋有荣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 国核宝钛锆业股份公司陕西省核级锆材重点实验室陕西宝鸡721013

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt... 详细信息

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt%,wt%表示质量分数),Fe+Cr含量越高,析出的第二相数目越多、尺寸越大,越有利于材料耐腐蚀性能提升。在420℃水蒸气中腐蚀126 d后,当Fe+Cr含量从0.28 wt%增加到0.37 wt%时,Zr-4合金的腐蚀增重降低约30%。Zr-4合金在1100℃淬火时,当Si含量低至10 mg/kg时,形成粗大的平行板条结构;而增加Si含量到100 mg/kg后,析出的细小Zr_(3)Si为α相提供形核位置,使得组织中出现网篮结构和细小的平行板条结构。网篮结构能促使组织中第二相分布更均匀弥散,因此,高Si含量的Zr-4合金表现出更优良的耐腐蚀性能。

关键词： Zr-4合金 Fe+Cr含量 Si含量耐腐蚀性能

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基于自适应代理模型的非能动系统可靠性分析

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哈尔滨工程大学学报 2024年第2期45卷 383-389页

作者：王晨阳夏庚磊彭敏俊徐青蓝陈果哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科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610213

许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原... 详细信息

许多先进反应堆采用非能动设计来提高安全性,开展可靠性分析研究是推动其广泛应用的重要环节。由于非能动安全系统依赖于自然循环等物理法则实现系统功能,更容易受到不确定性因素的影响。热工水力过程失效是导致非能动系统失效的主要原因,而传统的故障树等方法无法分析这类失效概率。本文通过热工水力结果训练代理模型,并基于自适应抽样策略有效减少热工水力程序调用次数,通过高度非线性测试函数验证了算法的计算效率,并应用于某一体化压水堆的非能动余热排出系统。计算结果表明:采用自适应克里金模型相比于传统蒙特卡罗与传统克里金模型方法具有更高的计算效率。

关键词：非能动安全系统可靠性代理模型概率安全分析一体化压水堆 RELAP5 自适应抽样

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水下爆炸载荷下舰船板架边界撕裂损伤相似准数研究

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振动与冲击 2024年第4期43卷 38-44,114页

作者：高鹏闫明张权杜志鹏沈阳工业大学机械工程学院沈阳110870 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 海军研究院北京100161

为研究舰船板架在水下爆炸冲击波载荷作用下的变形及破损,结合现有试验数据,采用仿真和数据拟合的方法,展开了均布载荷下板架边界撕裂损伤的相似准数研究。首先,结合理论和数据分析得出,板架边界撕裂时的初始响应速度与破坏模式密切相关... 详细信息

为研究舰船板架在水下爆炸冲击波载荷作用下的变形及破损,结合现有试验数据,采用仿真和数据拟合的方法,展开了均布载荷下板架边界撕裂损伤的相似准数研究。首先,结合理论和数据分析得出,板架边界撕裂时的初始响应速度与破坏模式密切相关,且可清晰描述板架的不同毁伤模式;进一步通过仿真得出断裂应变、板厚、长宽比是影响板架边界撕裂的重要参量;最后,基于量纲理论建立了用于判定板架边界撕裂毁伤的拟合函数,并根据战场舰船损伤实例验证了该函数的有效性。研究结果表明,基于初始响应速度和考虑断裂应变等参量的无量纲数构建板架边界撕裂毁伤判据的方法是可行的,为舰船板架的毁伤相似研究提供了参考。

关键词：撕裂损伤无量纲参量初始响应速度舰船板架

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UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

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原子能科学技术 2022年第9期56卷 1924-1931页

作者：钱立波陈伟余红星孙玉发熊青文邓坚刘余杜思佳黄涛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

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭... 详细信息

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。

关键词： TRISO燃料颗粒 UN核芯破损概率理论模型

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控制棒驱动机构磁路饱和特性分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 138-143页

作者：杨云于天达陈杨明李晴朝刘彦霆徐奇伟罗凌雁重庆大学输配电装备及新技术国家重点实验室重庆400044 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

利用理论分析和有限元分析(FEA)相结合的方法,研究了控制棒驱动机构(CRDM)中磁路饱和对电磁参数以及磁路参数的影响。通过建立CRDM等效磁路(EMC)模型,推导获取磁路参数的方法,并基于FEA获得了CRDM电磁参数以及磁路参数随电流和主气隙长... 详细信息

利用理论分析和有限元分析(FEA)相结合的方法,研究了控制棒驱动机构(CRDM)中磁路饱和对电磁参数以及磁路参数的影响。通过建立CRDM等效磁路(EMC)模型,推导获取磁路参数的方法,并基于FEA获得了CRDM电磁参数以及磁路参数随电流和主气隙长度的变化趋势。分析结果表明,主磁路剩余磁阻和线圈电感受磁路饱和的影响较大;CRDM漏磁系数与磁路饱和的关系较小,但受主气隙长度的影响较大;主气隙磁阻的计算应考虑气隙磁通边缘效应。本研究为CRDM的EMC模型优化提供了理论依据。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 磁路饱和等效磁路(EMC)模型有限元分析(FEA)

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小型中微子探测器研究进展

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科技导报 2023年第11期41卷 105-112页

作者：黄迁明李兰吕焕文应栋川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

小型中微子探测器在核电厂监测、核潜艇探测、地球物理研究方面具有广泛的应用前景。综述了小型中微子探测器的研制进展,介绍了中微子的种类以及地球中微子、太阳中微子、反应堆中微子的来源和探测原理,针对固体闪烁体、液体闪烁体等探... 详细信息

小型中微子探测器在核电厂监测、核潜艇探测、地球物理研究方面具有广泛的应用前景。综述了小型中微子探测器的研制进展,介绍了中微子的种类以及地球中微子、太阳中微子、反应堆中微子的来源和探测原理,针对固体闪烁体、液体闪烁体等探测器类型,以及中微子相干散射、反β衰变等不同探测原理,梳理了国内外探测技术发展现状以及现有小型中微子探测器样机,分析了不同探测器的结构组成及探测能力,总结出基于固体塑料闪烁体的反β衰变探测器是理想的小型中微子探测器,探讨了小型中微子探测器的发展脉络及前景,提出中国需要开发具有自主知识产权的小型中微子探测器的建议。

关键词：小型中微子探测器反β衰变中微子相干散射地球物理反应堆监测

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基于不同状态方程的拟临界线计算方法及对拟临界区的划分

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核动力工程 2023年第1期44卷 17-23页

作者：赵学斌黄彦平刘生晖臧金光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成都610213 东南大学南京211189

超临界流体在拟临界区内物性会发生剧烈变化。为建立拟临界区的划分方式,本文以超临界二氧化碳为研究对象,首先基于Van der Waals、Redlich-Kwong和Soave-Redlich-Kwong3个不同精度的状态方程分别计算获得了对应的拟临界线;然后基于连... 详细信息

超临界流体在拟临界区内物性会发生剧烈变化。为建立拟临界区的划分方式,本文以超临界二氧化碳为研究对象,首先基于Van der Waals、Redlich-Kwong和Soave-Redlich-Kwong3个不同精度的状态方程分别计算获得了对应的拟临界线;然后基于连续相变理论,通过Ehrenfest方程确定了拟临界区;最后根据拟临界区划分结果,与传热退化发生的区域进行匹配,分析了不同区域内影响传热退化行为的内在机制。结果表明浮生力效应在拟临界区前和拟临界区之内对传热恶化起主导作用,流动加速效应在拟临界区之后起主导作用。

关键词：拟临界线拟临界区连续相变传热退化

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压水堆堆芯核设计软件包TORCH V2.0的验证与确认

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原子能科学技术 2022年第11期56卷 2415-2421页

作者：张斌李庆蔡云刘琨秦雪王诗倩吉文浩郭锐赵晨彭星杰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

TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电... 详细信息

TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电厂部分循环启动物理试验数据及核电厂运行数据对TORCH V2.0软件包进行验证与确认研究,对比的主要参数包括启动物理试验中的临界硼浓度、控制棒积分价值、硼微分价值及等温温度系数和核电厂运行过程中的临界硼浓度、组件径向功率、热点因子及焓升因子。数值结果表明:针对主流的方形栅格压水堆核电厂,TORCH V2.0软件包具有可靠的压水堆堆芯计算能力;对于启动物理试验和电厂运行过程中的主要参数,TORCH V2.0软件包具有较高计算精度,符合堆芯核设计验收准则。

关键词：堆芯核设计启动物理试验核电厂运行数据验证与确认

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