检索结果-内蒙古大学图书馆

噪声与振动控制 2025年第1期45卷 276-280,298页

作者：江小州刘帅黄旋张文正王碧浩袁志豪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

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角... 详细信息

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角度出发,对两层隔振器的刚度进行适配,研究结果表明:在刚度适配时,可能出现振动传递过程中振动放大的情况;当刚度比相同时,在刚度值较小的工况下传递到底座上的振动加速度级比刚度值较大的工况小,同时其整体隔振效果也更好;在所计算的工况中,最优刚度适配工况下的整体隔振效果比最差刚度适配工况提高9.8 dB,传递到底座的振动加速度级降低12.3 d B,辐射声功率级总值降低12.8 dB。

关键词：振动与波双层隔振系统刚度比隔振器刚度适配整体隔振效果声功率级

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基于等效热网络法的控制棒驱动机构温升分析

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核动力工程 2024年第5期45卷 199-205页

作者：徐奇伟刘升罗凌雁于天达付国忠杨云赵一舟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

核反应堆中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方... 详细信息

核反应堆中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方法。首先计算得到温升分析中所需热源参数;然后解算不同区域中的热阻,构建CRDM的等效热网络模型,实现对CRDM温度的快速精确估计;最后利用有限元分析(FEA)方法对结果进行验证。验证结果表明,所提出的CRDM温度估计方法具有较高的精度,可为后续新型结构设计和可靠性分析提供理论依据。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 等效热网络法温度估计有限元分析(FEA)

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反应堆用新型自感式棒位探测器涡流效应分析

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核动力工程 2024年第1期45卷 156-163页

作者：张艺璇徐奇伟唐健凯刘彦霆黄思语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

目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了反应堆小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈... 详细信息

目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了反应堆小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈电感随驱动杆移动的线性变化来实现连续棒位测量。通过量化驱动杆上的磁趋肤效应,推导基于涡流效应的自感式棒位探测器数学模型;搭建有限元仿真模型验证数学模型的准确性,研究驱动杆温升、探测线圈关键结构参数对探测器测量精度的影响,发现不同温升下线圈电感变化由驱动杆相对磁导率和电导率共同作用,线圈匝数增加有利于提高线圈电感变化量,线圈间距增加使线圈电感灵敏度先增加后减小,结合上述规律优化探测器结构;制造样机完成试验验证,结果表明两组线圈均具有0.14 mH/10 mm的电感分辨率,可实现10 mm的位移辨识精度。本研究可以为自感式棒位探测器在小型核反应堆中的应用提供参考。

关键词：反应堆棒位探测器涡流效应电感解析计算

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不同注水方式下混合粒径碎片床冷却特性实验研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 247-252页

作者：杨生兴宫厚军方昱黎阳胡钰文昝元锋杨祖毛卓文彬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成都610213

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措... 详细信息

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用(FCI)后破碎形成颗粒床,对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率,构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床,对不同碎片床强化排热措施(顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水)下的干涸特性进行了研究,实验中发现:顶部淹没水池条件下,碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区,随后在碎片床中下部出现缺液干涸区;自然循环驱动底部注水条件下,极大改善了碎片床底部的缺液状态,干涸热流密度(DHF)提升2.5倍以上,干涸区域位于碎片床中上部;周向进水方式下,DHF也提升2.5倍以上。

关键词：严重事故堆内滞留碎片床干涸热流密度(DHF)

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严重事故下原型熔融物实验研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 240-246页

作者：黎阳宫厚军郭可蓉胡钰文杨生兴昝元峰杨祖毛黄彦平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成都610213

为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kH... 详细信息

为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为,需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置,使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物,最高装料量为5000 g,最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW,频率为100 kHz。针对华龙一号堆芯熔融物组分开展实验研究,研究发现熔融池出现了明显的分层,一层为金属层,一层为氧化层。通过对金属层和氧化层不同位置取样分析,发现金属层中主要为不锈钢成分、部分U和Zr,氧化层主要为亚氧化状态的U、Zr和O,其他含量很少。

关键词： CESEF实验装置原型熔融物熔融池

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耦合传热并联矩形通道流动不稳定性数值研究

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清华大学学报（自然科学版） 2023年第8期63卷 1257-1263页

作者：胡钰文闫晓宫厚军王艳林周磊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成都610041

并联矩形通道间的流动不稳定性现象广泛存在于能源动力、石油和化工等工业系统。对于耦合传热并联矩形通道,其流动传热特性与分离并联矩形通道存在一定差异。为进一步获得耦合传热并联矩形通道的流动不稳定性特性,该文采用系统分析程序R... 详细信息

并联矩形通道间的流动不稳定性现象广泛存在于能源动力、石油和化工等工业系统。对于耦合传热并联矩形通道,其流动传热特性与分离并联矩形通道存在一定差异。为进一步获得耦合传热并联矩形通道的流动不稳定性特性,该文采用系统分析程序RELAP5对已有实验本体进行建模,并基于已有矩形通道流动不稳定性数据开展了计算方法验证,在此基础上探索了并联耦合通道流动不稳定性规律,并对比研究了分离通道与耦合通道的不稳定性边界。结果表明:耦合通道与分离通道的不稳定性边界相近,通道间传热减弱了耦合通道流量振荡幅值,对系统稳定性具有一定的增强作用。

关键词：耦合传热并联通道密度波不稳定性 RELAP5

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棒束通道防腐蚀特性数值研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 88-94页

作者：王苏豪李莹岳倪娜郭靓肖辉娄芮凡卓文彬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成都610213

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束... 详细信息

为获得先进反应堆中燃料组件通道表面防腐蚀层的生成情况,以对反应堆运行策略分析提供支撑,本文提出了一套棒束通道中氧输运分析计算模型,结合计算流体动力学方法,对燃料组件典型19棒束通道内的防腐蚀层生成情况进行了分析。获得了棒束通道内的流场、温度场以及两种入口氧浓度、三种运行时间下的棒束氧浓度分布情况以及棒束表面防腐蚀层的生成情况。研究结果表明,棒束通道中防腐蚀层的生成主要与温度、初始氧浓度以及运行时间有关,对于现有模型来说,定距条与棒接触点附近是防腐蚀层难以形成的主要区域,需要重点关注。本文的计算方法及结果将对反应堆运行策略评价提供支撑。

关键词：反应堆堆芯防腐蚀传热传质

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超临界水冷堆热工水力与安全研发

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核动力工程 2023年第5期44卷 223-231页

作者：赵学斌黄彦平臧金光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成都610213

超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水... 详细信息

超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性,使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求,描述了典型热工水力过程的基本特点及目前主要研发进展,着眼于超临界水冷堆工程提出了后续研发任务,以及未来超临界水冷堆的发展建议。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 热工水力研发进展研发任务

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预氧化锆合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 142-154页

作者：王俊王志国蔡振兵李正阳任全耀刘晓红焦拥军西南交通大学摩擦学研究所成都610031 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

为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化... 详细信息

为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化后包壳的体积磨损系数。研究结果表明,预氧化之后包壳表面硬度比基体提高了2~3倍,而磨损系数降低了约90%。在包壳表层生成的一层致密氧化层是导致其磨损系数变化的重要原因,氧化时间越长,氧化层越厚,氧化时间为200 d的包壳磨损系数最低。此外,氧化层的存在导致锆合金包壳在高温高压水环境下的微动磨损机理从严重磨粒磨损和分层转变为轻微磨粒磨损和粘着磨损。

关键词：预氧化锆合金高温高压水微动磨损

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核级管道焊缝可检率优化研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 237-241页

作者：武相崔聪邬芝胜蔡鼎阳赵千里干依燃苏应斌肖韵菲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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分... 详细信息

核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分析结果表明焊缝检测成像障碍是造成焊缝不可检的主要因素,焊缝检测不可达因素次之;形成原因涉及设计、安装、结构功能性和设备结构特性等多个方面。针对性提出的优化措施可将焊缝可检率由65.5%至少提升至74%,有效提高了焊缝可检率,保障了系统运行安全。

关键词：可检率核级管道焊缝成像障碍不可达

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