检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2012年第6期33卷 127-131,138页

作者：彭钢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610041

采用三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验堆(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFET... 详细信息

采用三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验堆(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFETR上的铍块则可以认为是纯金属铍,控制棒过渡段中10B含量也需另作考虑。从计算结果来看,多数参数(堆芯中子有效增殖系数keff、中子通量密度相对分布、γ剂量率相对分布以及多数部件反应性价值)均较好满足误差要求,而个别小反应性部件计算误差较大可能与MCNP程序模型有关。

关键词：三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP) 高通量工程试验堆(HFETR) 零功率物理实验

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基于扩散方程的包壳氧化模型

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核动力工程 2012年第4期33卷 44-49页

作者：何晓强余红星李锋江光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610041

在轻水堆的严重事故中,堆芯中锆包壳与水蒸汽的氧化反应对事故进程的影响至关重要。当氧化时间较长,或者包壳表面水蒸汽流量很小时,基于实验结果的抛物线型公式存在着不足,影响对包壳失效、氢气产生量以及温度的预测。本研究从菲克定律... 详细信息

在轻水堆的严重事故中,堆芯中锆包壳与水蒸汽的氧化反应对事故进程的影响至关重要。当氧化时间较长,或者包壳表面水蒸汽流量很小时,基于实验结果的抛物线型公式存在着不足,影响对包壳失效、氢气产生量以及温度的预测。本研究从菲克定律出发,建立以扩散方程为出发点、温度范围宽广的包壳氧化模型。该模型的适用范围比抛物线型公式广,且不受抛物线型公式中假设氧化时间较短和堆芯中水蒸汽流量足够的限制,能很好地模拟长期氧化实验和水蒸汽流量很小时的氧化。另外,该模型能给出包壳中的氧原子分布,为精细模拟包壳脆化失效等现象以及发展先进的包壳失效准则提供条件。

关键词：严重事故包壳氧化扩散方程

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矩形通道的流固耦合传热模拟

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核动力工程 2012年第2期33卷 78-82,103页

作者：毕树茂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610041

针对带发热板的矩形通道,利用CFX程序对其进行流固耦合传热模拟,并对网格进行传热方面的敏感性分析,得到较好的网格尺度。最后,通过与直接添加表面热流密度模拟的对比,分析流固耦合传热模拟的好处。研究结果表明,流固耦合传热模拟能更... 详细信息

针对带发热板的矩形通道,利用CFX程序对其进行流固耦合传热模拟,并对网格进行传热方面的敏感性分析,得到较好的网格尺度。最后,通过与直接添加表面热流密度模拟的对比,分析流固耦合传热模拟的好处。研究结果表明,流固耦合传热模拟能更准确地研究通道的薄弱环节,提高热工性能。

关键词：矩形通道流固耦合传热 CFX程序敏感性分析

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空气水混合与湿度测量技术研究

空气水混合与湿度测量技术研究

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2013中国工程热物理学会多相流学术年会

作者：黄军蔡红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中国核动力研究设计院材料腐蚀与水化学研究室

在空气水试验中,空气和水能否混合均匀以及湿度测量是核心试验技术。经过调研和试验测试表明,应用金属孔板波纹填料技术、金属蜂窝、气压比水压高0.1～0.2MPa,并结合小孔注气技术,可以确保空气和水充分混合。对于空气水试验中湿度的测量... 详细信息

在空气水试验中,空气和水能否混合均匀以及湿度测量是核心试验技术。经过调研和试验测试表明,应用金属孔板波纹填料技术、金属蜂窝、气压比水压高0.1～0.2MPa,并结合小孔注气技术,可以确保空气和水充分混合。对于空气水试验中湿度的测量,应用聚乙烯醇泡棉（PVA）过滤的称重法,测量精度可以比通常采用的积盐法、光学法和收集法大为提高,达到了0.1mg/m。

关键词：工程热物理两相流混合器湿度

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反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的控制

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核动力工程 2012年第4期33卷 67-71页

作者：王庆田李燕李娜许斌蒋兴钧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610041

针对核电厂反应堆堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表... 详细信息

针对核电厂反应堆堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表套管柱无缺陷存在;焊接变形量大大减少,位置度、尺寸精度均符合设计要求。

关键词：核电厂仪表套管焊接变形控制

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骤冷网格对层流火焰影响的数值分析

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核动力工程 2012年第4期33卷 116-119页

作者：陈彬余红星张渝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610041

利用计算流体力学(CFD)方法,研究二维简化情形下骤冷网格对层流火焰传播的影响。数值分析结果表明:随着火焰的传播,层流火焰前沿在接近骤冷网格的过程中,向金属网格的传热逐渐超过氢气燃烧产生的化学热,最终火焰的传播被骤冷网格终止。

关键词：氢气燃烧火焰传播骤冷网格计算流体力学数值模拟

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压水堆核电站乏燃料运输辅助设备设计

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核动力工程 2012年第6期33卷 147-150页

作者：瓮松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成都610041

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块... 详细信息

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块化设计和集中控制,具有工作效率高、结构简单、安全性高、不易积聚放射性物质和人-机交互友好的特点。

关键词：乏燃料运输容器辅助设备台架本体模块卸料冷却模块

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反应堆压力容器承压热冲击分析研究

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核动力工程 2012年第1期33卷 1-3,13页

作者：郑斌臧峰刚孙英学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610041

依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规... 详细信息

依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规范进行评定。

关键词：反应堆压力容器断裂承压热冲击应力强度因子

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基于CFD方法的自然循环反应堆冷却剂流动特性分析

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核动力工程 2012年第S1期33卷 111-114,118页

作者：卢川张勇鲁剑超董化平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610041

运用计算流体力学(CFD)方法对自然循环反应堆冷却剂流场进行计算模拟。分析发现,采用剪切应力传输模型(SST)与雷诺应力模型(SSG)进行流场计算,其结果基本一致;CFD流量计算结果与系统程序Relap5流量计算结果基本一致。对反应堆堆芯采用... 详细信息

运用计算流体力学(CFD)方法对自然循环反应堆冷却剂流场进行计算模拟。分析发现,采用剪切应力传输模型(SST)与雷诺应力模型(SSG)进行流场计算,其结果基本一致;CFD流量计算结果与系统程序Relap5流量计算结果基本一致。对反应堆堆芯采用闭式通道和设置提升筒的方案进行论证分析发现,两种方案均对流量分配产生影响,使流量分配特性与堆芯径向功率分布更加接近,从而实现流量分区。

关键词：自然循环计算流体力学(CFD) 流场流量分配

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核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率校正系数的仿真研究

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核动力工程 2012年第6期33卷 42-45,60页

作者：张英陈智王殳孙剑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610041

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是重要的保护参数,对该参数的计算进行正确的校正,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。... 详细信息

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是重要的保护参数,对该参数的计算进行正确的校正,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。依据功率量程中子注量率变化率校正的基本原理,以岭澳核电站二期和秦山核电厂二期扩建工程为例,论述了利用仿真分析工具,开展中子注量率变化率校正系数仿真研究的基本方法,相关研究结果已成功应用于现场调试。

关键词：核仪表系统中子注量率变化率校正仿真研究

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