检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第6期42卷 32-37页

作者：胡文桢李仲春刘晓晶邓坚曲文海上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 ... 详细信息

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 MPa下的动力粘度,并对测量结果进行了评价;为得到氦-氙混合气体高温下粘度,采用拟合粘度关系式的方法将粘度拟合值外推至温度为1273 K的粘度值。结果表明,本文实验结果与文献值符合较好;实验装置测量合成标准不确定度为3.88%,拟合值与文献值(实验值、计算值)的偏差较小。本研究为空间气冷堆设计和优化提供了基础热物性参数。

关键词：空间气冷堆氦-氙混合气体动力粘度双毛细管法

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新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述

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核科学与工程 2024年第3期44卷 513-520页

作者：段振刚高士鑫赵艳丽李垣明辛勇李权粟敏重庆大学能源与动力工程学院核工程与核技术系重庆400044 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆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四川成都610213

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活... 详细信息

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。

关键词：新型核反应堆慢化材料金属氢化物氢化钇氢化锆

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重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 23-28页

作者：孙启政王连杰张滕飞李向阳刘晓晶上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终... 详细信息

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比(CR);RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。

关键词：重水小型反应堆钍-铀基燃料长寿命

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船用核安全级基座强度研究

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船舶工程 2023年第6期45卷 68-72,155页

作者：张皓赵瑾郝承明羊卫唐旭东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 哈尔滨工程大学船舶工程学院哈尔滨150001 中国船舶及海洋工程设计研究院上海200011

船用核安全级基座承受设备重力、波浪载荷和冲击载荷等多种载荷,研究船用核级基座强度对船舶核安全有着重要作用。以某核动力船舶在设定海域的波浪载荷为基础,通过有限元软件NASTRAN对多个海浪作用下的基座结构强度进行数值模拟,并采用... 详细信息

船用核安全级基座承受设备重力、波浪载荷和冲击载荷等多种载荷,研究船用核级基座强度对船舶核安全有着重要作用。以某核动力船舶在设定海域的波浪载荷为基础,通过有限元软件NASTRAN对多个海浪作用下的基座结构强度进行数值模拟,并采用等效静力法对基座在冲击载荷作用下的强度进行分析。分析结果表明,冲击载荷对波浪载荷有一定包络性,核安全级基座结构设计应优先考虑该冲击载荷作用。

关键词：核级基座数值仿真波浪载荷冲击

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长期低功率运行对燃料棒PCI性能影响分析

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科学技术创新 2023年第19期 169-172页

作者：何梁张坤陈平邢硕王坤刘振海胡超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

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响... 详细信息

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响,长期低功率运行的时间越长,长期低功率运行的功率越低,燃料棒包壳的应变能密度越大,包壳PCI失效裕量越小。

关键词：长期低功率 Ⅱ类瞬态 PCI 应变能密度

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RPV主螺栓螺纹剪切应力工程计算的探讨

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科学技术创新 2023年第12期 92-95页

作者：杨志海杨立才王昫心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

不同标准资料对于螺纹剪切应力计算的方法有差异。讨论了KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1、GB/T 14791和《机械设计手册》中螺纹剪切面积的计算方法。结果表明,KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1和GB/T 14791中的螺纹剪切面积计算方法相... 详细信息

不同标准资料对于螺纹剪切应力计算的方法有差异。讨论了KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1、GB/T 14791和《机械设计手册》中螺纹剪切面积的计算方法。结果表明,KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1和GB/T 14791中的螺纹剪切面积计算方法相同,笔者认为该方法较为合理;《机械设计手册》中的螺纹剪切面积名义值偏大,但引入较小的系数后其计算值可能偏小。KTA 3201.2等标准中的螺纹剪切应力计算公式已满足工程设计需求,但若需得到更真实准确的结果,建议通过试验或有限元分析的方式来确定。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 主螺栓螺纹剪切应力剪切面积工程计算

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基于评价函数和BP网络的CRDM滚轮状态评估方法

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核动力工程 2021年第1期42卷 133-137页

作者：焦猛蔡琦张黎明杨晓晨张永发海军工程大学核科学技术学院武汉430033 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

针对采集的控制棒驱动机构(CRDM)振动信号中存在非平稳、强噪声失真信号,提出一种基于评价函数和误差反向传播(BP)网络的CRDM滚轮状态评估方法。信号经半软阈值去噪、局部均值分解(LMD)提取特征向量,特征向量组成的样本集经BP网络进行... 详细信息

针对采集的控制棒驱动机构(CRDM)振动信号中存在非平稳、强噪声失真信号,提出一种基于评价函数和误差反向传播(BP)网络的CRDM滚轮状态评估方法。信号经半软阈值去噪、局部均值分解(LMD)提取特征向量,特征向量组成的样本集经BP网络进行状态识别,引入评价函数对状态识别结果进行评价,依据评价结果进行失真样本剔除,保留新形成的样本集进行状态识别。结果表明,基于评价函数和BP网络的CRDM滚轮状态评估方法能有效对滚轮缺陷状态进行识别,解决了控制棒驱动机构滚轮状态难以进行准确识别的问题。

关键词：控制棒驱动机构 BP网络状态识别评价函数

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控氮304不锈钢热变形过程中的动态再结晶行为研究

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西安交通大学学报 2021年第3期55卷 145-154页

作者：任伟吴冰洁邱阳王晓童李梅娥西安交通大学金属材料强度国家重点实验室西安710049 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

为优化控氮304不锈钢热成型的工艺,深入分析了其在热变形过程中的动态再结晶行为并建立了完整的数学模型。通过热压缩实验获得了16组不同温度、不同应变速率下的流动应力曲线,采用二次求导法确定了发生动态再结晶的临界应力σc、饱和应... 详细信息

为优化控氮304不锈钢热成型的工艺,深入分析了其在热变形过程中的动态再结晶行为并建立了完整的数学模型。通过热压缩实验获得了16组不同温度、不同应变速率下的流动应力曲线,采用二次求导法确定了发生动态再结晶的临界应力σc、饱和应力σs、稳态应力σss等特征值,结合相应的显微组织分析表明:随着变形温度的升高、应变速率的减小,动态再结晶易发生。基于Estrin-Mecking位错密度演化方程及Avrami动力学方程,建立了该材料的热变形流动应力模型及动态再结晶动力学模型,模型预测的流动应力曲线与实验结果吻合较好,动力学模型预测的动态再结晶分数曲线也与实验观察到的晶粒组织变化趋势一致,证明了该数学模型的有效性。

关键词：控氮304不锈钢动态再结晶流动应力模型 Avrami动力学方程

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小型核动力非能动安全壳抑压与安注集成特性分析

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科学技术创新 2023年第23期 63-66页

作者：钟明君蒋孝蔚杨帆刘余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

非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压... 详细信息

非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压水堆核动力小型化、轻量化设计。利用反应堆冷却剂系统-安全壳耦合分析方法对安全壳抑压与安注集成后的失水事故特性进行了分析研究。结果表明,安全壳抑压与安注集成后系统间的耦合效应显著,降低抑压容量虽然会削弱安全壳抑压能力,但有助堆芯冷却。本研究通过对安全壳抑压与安注集成方案下的系统耦合效应量化分析为集成方案的详细设计建立了基础。

关键词：小型压水堆抑压冷却集成特性耦合分析

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核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 139-143页

作者：蒋天植李彪张芸王银丽李文平黄有骏沈峰孙聪健电子科技大学自动化工程学院成都611731 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 中核控制系统工程有限公司北京100176

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作... 详细信息

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:^(3)He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。

关键词：无源启动中子探测器正比计数管高灵敏度

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