检索结果-内蒙古大学图书馆

核电子学与探测技术 2025年第1期45卷 85-92页

作者：文景解保林马象睿郑骈垚曾景晖贺先建陈钊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 生态环境部华北核与辐射安全监督站北京100082

为保证安全级DCS系统响应时间测试的充分性,需确定测试样本量,以评定响应时间在给定置信度下不超过限值的概率。通过对安全级DCS系统响应时间特性进行分析及模型仿真,以及对仿真和实测数据进行检验,明确了响应时间符合正态分布特性。基... 详细信息

为保证安全级DCS系统响应时间测试的充分性,需确定测试样本量,以评定响应时间在给定置信度下不超过限值的概率。通过对安全级DCS系统响应时间特性进行分析及模型仿真,以及对仿真和实测数据进行检验,明确了响应时间符合正态分布特性。基于响应时间的正态分布特性和不超过某一规范限值的要求,提出了通过计算测试数据的可靠度置信下限,并比较其是否大于要求的可靠度置信下限来判断测试数据的充分性。最后,利用非中心t分布并参考相关标准,给出了方程求解法和查表法两种确定响应时间测试样本量的方法,并在工程实践中进行应用。结果表明,该分析方法具备在工程实践中应用的可行性。

关键词：安全级DCS 响应时间测试样本量分析正态分布非中心t分布

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三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

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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

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FeCrAl-UN燃料棒性能模拟分析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 165-170页

作者：涂腾高士鑫周毅陈平张瑞谦杨青峰廖楠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

FeCrAl包壳和UN芯块作为耐事故燃料(ATF)的重要选项,需要对其在压水堆环境中的性能进行分析。本文基于国内外最新的FeCrAl包壳和UN燃料物性数据和行为模型,对燃料性能分析程序FUPAC进行了二次开发,从而对不同线功率密度下FeCrAl/UN、FeC... 详细信息

FeCrAl包壳和UN芯块作为耐事故燃料(ATF)的重要选项,需要对其在压水堆环境中的性能进行分析。本文基于国内外最新的FeCrAl包壳和UN燃料物性数据和行为模型,对燃料性能分析程序FUPAC进行了二次开发,从而对不同线功率密度下FeCrAl/UN、FeCrAl/UO_(2)、Zr-4/UN和Zr-4/UO_(2)燃料棒堆内性能进行分析。通过对比,FeCrAl/UN燃料棒在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压等方面具备良好性能,但由于FeCrAl包壳的蠕变率低,一旦包壳-芯块间隙闭合,包壳应力迅速增加,该现象需要在后续研究中加以关注。

关键词：耐事故燃料(ATF) 氮化铀(UN)燃料 FeCrAl包壳

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力-辐照耦合作用下FeCrAl包壳表面裂纹应力强度因子计算

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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

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过冷度和粗糙度对铁铬铝平板淬冷沸腾影响的实验研究

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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

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基于节点法的轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 39-44页

作者：苏舒刘承敏黄伟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 中国核动力研究设计院成都610213

基于一维流动假设、传热假设和两相热平衡假设等,采用集总参数法和分布参数法相结合,建立了轴流式预热蒸汽发生器的一维稳态热工水力分析模型。采用C++语言编程,将计算结果与某典型轴流式预热蒸汽发生器热工水力参数的设计值进行对比,... 详细信息

基于一维流动假设、传热假设和两相热平衡假设等,采用集总参数法和分布参数法相结合,建立了轴流式预热蒸汽发生器的一维稳态热工水力分析模型。采用C++语言编程,将计算结果与某典型轴流式预热蒸汽发生器热工水力参数的设计值进行对比,结果表明大部分总体参数计算结果的相对误差都在3%以内,验证了模型的合理性;蒸汽发生器中温度、空泡份额、压力等参数沿一次测流体流动方向的变化趋势,符合热工水力学及定性机理分析结果,说明所建立的模型和求解方法能够较准确预测轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力参数分布。

关键词：轴流式预热蒸汽发生器热工水力分析稳态

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铅基全陶瓷微封装弥散燃料堆芯概念设计初步研究

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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

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基于功率谱均值的脉冲计数干扰识别技术研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 224-227页

作者：高志宇罗庭芳包超朱宏亮袁航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

针对堆外核测量系统源量程脉冲计数干扰现象,提出使用脉冲计数率的功率谱均值作为判定值识别脉冲计数干扰的方法。功率谱均值的判定值根据实堆数据计算,并根据脉冲计数率大小设置3个值。使用仿真的方法验证干扰识别效果,在实堆的脉冲计... 详细信息

针对堆外核测量系统源量程脉冲计数干扰现象,提出使用脉冲计数率的功率谱均值作为判定值识别脉冲计数干扰的方法。功率谱均值的判定值根据实堆数据计算,并根据脉冲计数率大小设置3个值。使用仿真的方法验证干扰识别效果,在实堆的脉冲计数率数据基础上,叠加干扰计数。通过仿真验证,该方法能够识别持续时间为1 s、干扰强度(干扰相对于脉冲计数率的比值)在5%以上的干扰信号。

关键词：功率谱均值脉冲计数干扰识别堆外核测量系统

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N36特征化燃料辐照考验及性能评价

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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

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泄漏源首次碰撞补偿技术

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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

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