检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第6期42卷 248-253页

作者：庞华李奕鹏吕亮亮张翔赵艳丽张吉斌彭航张宏智孙志鹏陈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成都610213 厦门大学能源学院福建厦门361102 中国核动力研究设计院核反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

位错环演化是核用锆合金辐照组织演化的主要特征之一,对合金辐照后的力学性能(强度、塑性等)有着决定性的影响。目前,锆合金辐照位错环演化的实验研究主要基于离位中子或离子辐照,无法直接观察位错环的演化过程。为了更深入地理解锆合... 详细信息

位错环演化是核用锆合金辐照组织演化的主要特征之一,对合金辐照后的力学性能(强度、塑性等)有着决定性的影响。目前,锆合金辐照位错环演化的实验研究主要基于离位中子或离子辐照,无法直接观察位错环的演化过程。为了更深入地理解锆合金辐照下的微观组织演化,本工作采用先进的原位离子辐照实验方法,实时观察Zr-2合金位错环的演化过程,揭示不同辐照损伤剂量和温度对演化过程的影响规律,并结合弥散障碍物硬化模型对合金的辐照硬化性能进行了评估,验证了原位离子辐照用于研究锆合金包壳材料辐照后位错环演化和力学性能评价的可行性和先进性。

关键词：锆合金原位辐照微观组织演化位错环力学性能

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碳化硅中点缺陷对热传导性能影响的分子动力学研究

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物理学报 2022年第3期71卷 243-249页

作者：王甫周毅高士鑫段振刚孙志鹏汪俊邹宇付宝勤四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室成都610064 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610200

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用... 详细信息

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用平衡分子动力学方法(Green-Kubo方法)采用Tersoff型势函数研究了点缺陷对立方碳化硅(β-SiC或3C-SiC)热传导性能的影响规律.研究过程中考虑的点缺陷包括:Si间隙原子(Si_(I))、Si空位(Si_(V))、Si错位原子(Si_(C))、C间隙原子(C_(I))、C空位(C_(V))和C错位原子(C_(Si)).研究结果表明,热导率(λ)随点缺陷浓度(c)的增加而减小.在研究的点缺陷浓度范围(点缺陷与格点的比例范围为0.2%-1.6%),额外热阻率(ΔR=R_(defect)–R_(perfect),R=1/λ,R_(defect)为含缺陷材料的热阻率,R_(perfect)为不含缺陷材料的热阻率)与点缺陷的浓度呈线性关系,其斜率为热阻率系数.研究表明:空位和间隙原子的热阻率系数高于错位原子的热阻率系数;高温下点缺陷的热阻率系数高于低温下点缺陷的热阻率系数;Si空位和Si间隙原子的热阻率系数高于C空位和C间隙原子的热阻率系数.这些结果有助于预测及调控辐照条件下碳化硅的热传导性能.

关键词：碳化硅热导率分子动力学点缺陷

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燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证

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原子能科学技术 2021年第11期55卷 2048-2053页

作者：邢硕张坤陈平周毅尹春雨冯晋涛何梁苗一非惠永博王璐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

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立... 详细信息

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明:N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。

关键词：燃料棒性能分析程序研发与验证

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高体积份额下包覆颗粒弥散燃料等效热学模型

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核动力工程 2021年第4期42卷 96-100页

作者：李文杰余红星肖忠焦拥军陈平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 中国核动力研究设计院成都610213

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料... 详细信息

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料颗粒的空间分布、颗粒尺寸、团聚等因素对核燃料元件温度场的影响。本研究有助于理解多层包覆颗粒弥散核燃料元件的微观-宏观传热机制,为核燃料的设计、优化和安全分析提供了分析工具。

关键词：模拟弥散燃料等效热导率

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核电厂低压配电系统对于安全级DCS运用的分析

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电气技术与经济 2024年第10期 100-102,106页

作者：张斯帝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

结合国标、行标对国内安全级DCS的低压配电安全进行理论分析,综合考虑对设备安全、人员安全、设备功能性影响。结果表明,为适应安全级DCS的运用,低压配电增设IT网络为安全级DCS供电的方案在安全级DCS供电回路中不设置漏电保护电器时要优... 详细信息

结合国标、行标对国内安全级DCS的低压配电安全进行理论分析,综合考虑对设备安全、人员安全、设备功能性影响。结果表明,为适应安全级DCS的运用,低压配电增设IT网络为安全级DCS供电的方案在安全级DCS供电回路中不设置漏电保护电器时要优于TN-S低压供电方式。

关键词：核电厂安全级数字化控制系统低压配电

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基于分段线圈的多线圈电感式棒位探测器棒位解算方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 166-170页

作者：高龙将唐健凯付国忠王益明张雪锋王翔翼罗凌雁重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆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

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多... 详细信息

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多线圈电感式棒位探测器的动态特性进行了分析,结果表明每段检测线圈的感应电压存在一段特定区域,该区域的电压峰值呈线性变化。基于该特性提出了多线圈电感式棒位探测器的分段线圈的棒位解算方法,通过实时采集控制棒运动在不同位置时每段检测线圈当前周期内峰值,再根据棒位解算区域中感应电压峰值与棒位的关系进行棒位解算。最后,通过ANSYS和MATLAB/Simulink软件搭建模型对理论分析和棒位解算方法进行验证,仿真结果表明所提棒位解算方法能够使棒位探测器测量误差检测精度<0.2 mm,满足对控制棒进行高精度棒位检测的需求。

关键词：电感式棒位探测器高精度棒位解算分段线圈控制棒棒位感应电压峰值

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适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

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原子能科学技术 2022年第7期56卷 1321-1327页

作者：熊青文苟军利杜鹏邓坚邱志方黄涛申亚欧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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂... 详细信息

最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT(loss-of-fluid test)大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。

关键词： BEPU 敏感性分析全局敏感性矩独立不确定性

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基于壳外换热的水下航行器壳体型线优化

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科技创新与应用 2024年第29期14卷 8-14页

作者：颉利东李磊郝承明李毅曾畅吴舸刘明皓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

针对水下航行器壳外换热形成的舷外鼓包对总阻力的影响,该文对水下航行器壳体和鼓包型线进行整体优化。首先,以水下航行器壳体型线和舷外鼓包型线设计参数为设计变量,以主尺度为约束条件,以水下直航总阻力为目标建立目标函数;然后,以初... 详细信息

针对水下航行器壳外换热形成的舷外鼓包对总阻力的影响,该文对水下航行器壳体和鼓包型线进行整体优化。首先,以水下航行器壳体型线和舷外鼓包型线设计参数为设计变量,以主尺度为约束条件,以水下直航总阻力为目标建立目标函数;然后,以初始主尺度进行参数化建模,同时,建立计算域参数化网格模型;最后,利用计算流体力学(CFD)方法分析水下航行器水下直航状态速度场、压力场分布,并根据流场信息对水下航行器壳体入流段、去流段和舷外鼓包区域型线进行优化。优化后的水下航行器摩擦阻力稍有增加,但黏压阻力和总阻力下降明显。通过该文型线优化降低壳外鼓包对总阻力的影响,该文研究结果可为基于壳外换热的水下航行器总体设计提供参考。

关键词：壳外换热水下航行器 CFD 阻力型线优化

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蒸汽夹带作用下高温颗粒表面拖曳力模型研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 61-65页

作者：彭程邓坚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成都610213

高温熔融物在冷却剂中的沉降过程关系到蒸汽爆炸的触发及后续过程的发展,影响严重事故缓解措施的设计与实施。基于高温颗粒表面蒸汽膜的夹带作用,通过理论建模与实验拟合的方法,构建了预测粗混合阶段颗粒在冷却剂中沉降过程的拖曳力系... 详细信息

高温熔融物在冷却剂中的沉降过程关系到蒸汽爆炸的触发及后续过程的发展,影响严重事故缓解措施的设计与实施。基于高温颗粒表面蒸汽膜的夹带作用,通过理论建模与实验拟合的方法,构建了预测粗混合阶段颗粒在冷却剂中沉降过程的拖曳力系数的半经验关系式,表示为颗粒弗洛德数(Fr_(p))与夹带雷诺数(Re_(α))的函数。通过与高温钢球下落冷液中沸腾运动过程实验结果的比较,验证了粗混合初期蒸汽的夹带作用是颗粒沉降的主导因素。另外,沉降速度的变化受高温颗粒的直径影响。颗粒的直径越小,其沉降特征越接近于“冷颗粒”,这主要与蒸汽夹带作用的降低有关。

关键词：拖曳力系数蒸汽夹带高温颗粒粗混合

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矩形通道边缘堵塞和中心堵塞事故实验研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 66-72页

作者：袁东东邓坚谭思超祝嘉鸿李诚韡乔守旭哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨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成都610213

为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律,本文利用粒子图像测速(PIV)技术,针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究,对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现:边缘堵塞的流场结构... 详细信息

为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律,本文利用粒子图像测速(PIV)技术,针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究,对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现:边缘堵塞的流场结构比中心堵塞的流场结构更复杂,边缘堵塞工况会因流道阻塞形成更大的回流区,同时在高雷诺数(Re)下会形成壁面分离涡;边缘堵塞更不利于流体热量的导出,其回流区内漩涡的涡量更小,漩涡流动性更差、运动频率更复杂;同时边缘堵塞和中心堵塞内漩涡结构随Re变化趋势也完全相反。

关键词：粒子图像测速(PIV) 功率谱密度(PSD) 阻塞事故板状燃料元件矩形通道

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