检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2021年第3期41卷 485-490页

作者：刘晓黎周金满王晨琳陈亮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

控制棒价值测量是核电厂物理试验的一项重要的内容。试验测量得到的棒价值需要与理论值进行比较,确保其偏差小于要求的限值。该试验不但验证堆芯满足核设计和技术规格书的要求,以保证安全分析结果的有效性。国内各压水堆电厂的大量试验... 详细信息

控制棒价值测量是核电厂物理试验的一项重要的内容。试验测量得到的棒价值需要与理论值进行比较,确保其偏差小于要求的限值。该试验不但验证堆芯满足核设计和技术规格书的要求,以保证安全分析结果的有效性。国内各压水堆电厂的大量试验数据表明,传统的控制棒计算方法得到的理论数据用于测量评价往往出现较大偏差。本文通过对传统的控制棒计算方法产生偏差的原因进行了研究,并对目前核电厂使用的两种主要的控制棒测量方法进行了分析,根据两种测量方法,分别进行了理论计算方法的改进。通过电厂实测数据对比验证,针对两种不同测量方法的评价方法改进可有效降低控制棒价值实测值与理论值的偏差。

关键词：控制棒价值偏差调硼法置换法共轭通量

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“华龙一号”核仪表系统设备自主设计研究

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 289-293页

作者：高志宇王银丽黄有骏何正熙包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610213

“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用... 详细信息

“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用电压频率转换、电流频率转换等测量技术,实现全光隔离的硬件架构,提高了数字化核仪表自身的抗电磁干扰能力。吸取国内外同类设备在设计和使用中的经验,集成了核电厂常用的反应性计算和反应堆失水事故计算功能,并研发了具备自动测试功能的移动服务单元。通过核安全级设备要求的基准试验、电磁兼容性试验、环境试验和地震试验,证明了该设备满足“华龙一号”核仪表系统设备的要求。该设备的研制可支撑我国核仪表系统设备的自主供货。

关键词：华龙一号核仪表系统自主设计光隔离数字化鉴定试验

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基于MAAP5的熔融池瞬态换热特性探讨

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科技视界 2023年第5期 84-87页

作者：张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四川成都610213

文章采用MAAP5程序针对大破口严重事故工况下熔融池瞬态换热特性进行了分析。MAAP5程序在金属层质量计算中,由于围板与吊篮合并,无法单独模拟,计算中此部分未熔化,导致金属质量偏少;但另一方面,在计算金属层质量时,考虑了下封头壁面熔... 详细信息

文章采用MAAP5程序针对大破口严重事故工况下熔融池瞬态换热特性进行了分析。MAAP5程序在金属层质量计算中,由于围板与吊篮合并,无法单独模拟,计算中此部分未熔化,导致金属质量偏少;但另一方面,在计算金属层质量时,考虑了下封头壁面熔化的金属质量,但不考虑下腔室几何形状的变化,因此计算的金属层厚度偏厚。在金属层壁面热流密度计算中,下支承板失效带来的金属质量快速增加反而导致了壁面热流密度增加,这与稳态分析有明显不同。主要原因是金属层瞬态计算中,金属层温度及温差变化对热流密度峰值影响更大,而金属层厚度对瞬态过程热流密度影响非常小,主要影响最终稳定状态下的热流密度。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留瞬态换热金属层

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液态铅基金属氧化物杂质注氢净化工艺分析

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科技视界 2024年第12期14卷 71-75页

作者：唐海荣李莹兰治科王盛王苏豪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四川成都610213

液态铅基冷却剂在非等温系统中长期运行时,容易在低温段、缓流区持续生成氧化物杂质,并进一步导致沉积结垢,造成传热恶化甚至堵塞流道。因此,亟待深入研发可在线净化非等温系统中沉积杂质的技术手段。文章通过净化对象分析,明确了常规... 详细信息

液态铅基冷却剂在非等温系统中长期运行时,容易在低温段、缓流区持续生成氧化物杂质,并进一步导致沉积结垢,造成传热恶化甚至堵塞流道。因此,亟待深入研发可在线净化非等温系统中沉积杂质的技术手段。文章通过净化对象分析,明确了常规运行工况中影响流动传热的主要干扰因素及特征,随后对液态铅基金属注氢净化杂质的工艺进行了介绍,结合注氢工艺现状及形式分析了工艺的核心要素,最后讨论了铅冷系统中杂质注氢净化策略的选择与挑战。

关键词：液态铅基冷却剂氧化物杂质注氢还原净化

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ACP100安全级DCS爆破阀控制系统分析

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 104-108页

作者：李雨桐周丽红曾山郑媛媛马文桂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

爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计... 详细信息

爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计及定期试验进行分析研究。根据分析可知,无论是单个模块还是整个系统,在冗余、多样化、独立性、可靠性、故障安全等方面都进行了充分的设计考虑;同时,通过定期试验的设计,能够快速、全面地检测出模块和链路的故障。分析结果表明,基于国产安全级数字化控制系统(DCS)平台NASPIC实现的ACP100爆破阀控制系统设计保证了事故情况下可以可靠地驱动爆破阀动作,并缓解事故。所提出的设计方案和分析思路对ACP100堆型的安全级DCS爆破阀控制系统设计具有积极的指导意义。

关键词： ACP100 爆破阀反应堆保护系统数字化控制系统定期试验自动卸压系统

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基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统功率质量比影响因素初步探索

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核动力工程 2021年第2期42卷 188-192页

作者：王金雨余红星张卓华马誉高柴晓明陈伟易经纬曾畅苏东川肖聪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 四川大学空天科学与工程学院成都610064

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与... 详细信息

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点,是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项,其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5MW热管反应堆为研究对象,建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型,对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低,最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下,热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型,对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模,提高模型准确程度。

关键词：热管反应堆开式布雷顿功率质量比

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丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

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核科学与工程 2021年第6期41卷 1251-1259页

作者：侯丽强张明李峰刘一泽罗炜刘兆东黎春梅郑洪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610213

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以... 详细信息

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

关键词：丧失交流电源丧失最终热阱先进压水堆应对措施

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安全壳大空间内氢气分层行为的模型研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 155-159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

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比... 详细信息

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比较,验证了该模型的合理性,可为后期耦合安全壳内蒸汽冷凝行为影响下的氢气分布理论模型的开发提供辅助支撑;同时,通过将其应用于CAP1400缩比安全壳模型中典型氢气行为的研究发现,在容器轴向位置可能形成轻质气体积聚区、浓度梯度区及滞止区,该结果与国际基准实验(ISP47)的相关发现一致。

关键词：氢气分布氢气分层安全壳模型

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粗糙度对铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热影响的实验研究

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工程热物理学报 2021年第9期42卷 2378-2382页

作者：王泽锋陈仕龙邓坚张勇刘余熊进标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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

铁铬铝作为事故容错燃料包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了不同粗糙度的铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热行为,通过一维导热反问题求解计算铁铬铝的表面热... 详细信息

铁铬铝作为事故容错燃料包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了不同粗糙度的铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热行为,通过一维导热反问题求解计算铁铬铝的表面热流密度和温度,分析了液体过冷度和粗糙度对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,铁铬铝的骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大。铁铬铝表面的膜态沸腾换热与粗糙度无关,最小膜态沸腾温度受表面亲水性影响显著。

关键词：事故容错燃料粗糙度骤冷行为最小膜态沸腾温度

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“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 146-150页

作者：杨戴博李昆黎刚万波李丹翁小惠韦文彬左思源曾凤梅中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程... 详细信息

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于“华龙一号”全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。

关键词：华龙一号堆芯中子通量测量系统自给能中子探测器信号处理柜控制柜

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