检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第5期42卷 36-41页

作者：张锐马在勇蒋志鹏张卢腾唐瑜岳倪娜孙皖潘良明周文雄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中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

为了提高核反应堆系统的安全性与经济性,本文通过实验研究了单相工况下倒U型管管间脉动临界与倒流临界之间的关系。基于对实验数据的处理,获得了不同工况下的管间脉动临界流速与倒流临界流速,并对2种不稳定性的临界流速进行了比较。结... 详细信息

为了提高核反应堆系统的安全性与经济性,本文通过实验研究了单相工况下倒U型管管间脉动临界与倒流临界之间的关系。基于对实验数据的处理,获得了不同工况下的管间脉动临界流速与倒流临界流速,并对2种不稳定性的临界流速进行了比较。结果表明,在本实验工况下,管间脉动临界流速总是高于倒流临界流速,其比值最高可达1.46;该比值随着一次侧入口温度的升高和回路阻力的减小而增大,随着二次侧冷却水流量的增大而增大,但增幅逐渐减小;回路阻力对脉动具有显著的抑制作用,在回路阻力较小时,可能发生较为严重的管间脉动。

关键词：倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动临界流速

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核电工程实时网络研究及应用

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仪器仪表用户 2023年第5期30卷 93-97页

作者：周静田文喜丁捷西安交通大学西安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610213

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出... 详细信息

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出了适用于安全级DCS多种网络拓扑结构设计的网络通信方案,实现了安全级DCS网络通信数据传输的实时性和确定性,具有较好的数据通信确定性、容错能力及响应时间稳定性等优点,满足核电厂DCS网络系统对数据通信高可靠性的要求。

关键词：安全级DCS DCS网络系统实时通信网络可靠性

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小型反应堆技术发展战略研究

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中国科技期刊数据库工业A 2023年第6期 17-20页

作者：齐敏张卓华曾未宋丹戎秦冬中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进... 详细信息

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进核能发展的必然选择,可有力拓宽特殊能源应用维度、推动核能市场推广、加快核科技“走出去”步伐。根据上述背景,本文从小型核反应堆技术发展需求、国内外发展现状出发,剖析我国小型核反应堆技术发展面临的问题与困境,提出小型核反应堆技术发展建议。

关键词：小型核反应堆技术市场前景压水堆先进堆型

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二次中子源的氦生成速率研究

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现代应用物理 2022年第3期13卷 70-73页

作者：杨俊云夏明明朱建平邓理邻徐涛王霜肖锋唐松乾陈鑫苗建新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

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相... 详细信息

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相关参数为输入,开展燃耗和粒子输运计算,得到平衡循环中不同燃耗深度下二次中子源的氦生成速率及不同核反应道的贡献比。计算结果表明,二次中子源内生成氦的主要核反应的平均微观反应截面和氦生成速率受燃耗深度的影响并不显著,在二次中子源产生氦的主要核反应中,9Be(n,2n)4He的贡献最大,约占71.7%,其他反应道的贡献分别为9Be(n,α)6He约占12.0%,9Be(γ,n)4He约占4.3%,6Li(n,t)4He约占12.0%。

关键词：二次中子源氦气生成速率 “华龙一号”

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液态铅基金属冷却剂的杂质调控净化技术研究

液态铅基金属冷却剂的杂质调控净化技术研究

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中国核学会2023年学术年会

作者：唐海荣李莹娄芮凡岳倪娜王苏豪王盛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

液态铅基金属是国际四代快堆和加速器驱动次临界系统的主流候选工质。然而,液态铅基冷却剂在非等温系统长期运行过程中存在杂质持续生成、累积量大、难避免和难处理等问题,容易导致沉积结垢、传热恶化甚至堵流,安全隐患重大。因此,铅基... 详细信息

液态铅基金属是国际四代快堆和加速器驱动次临界系统的主流候选工质。然而,液态铅基冷却剂在非等温系统长期运行过程中存在杂质持续生成、累积量大、难避免和难处理等问题,容易导致沉积结垢、传热恶化甚至堵流,安全隐患重大。因此,铅基液态金属冷却剂杂质的净化调控是铅冷快堆设计发展中亟待突破的关键技术。文章主要介绍了铅基冷却剂中杂质的来源、赋存形式及调控净化技术的研究现状,综述总结了抑制生成法、分离捕集法和还原消除法等前后端杂质调控手段的优势和局限,最后讨论了不同规格、不同形式下铅冷系统的杂质净化策略的选择与挑战。

关键词：液态铅基冷却剂铅冷快堆杂质调控净化

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压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

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核动力工程 2021年第5期42卷 156-161页

作者：吴攀任彦昊单建强黄彦平西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间... 详细信息

在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故(LOCA)叠加丧失紧急堆芯冷却系统(LOECC)事故中的堆芯安全评估,并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明,在LOCA叠加LOECC工况下,燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热,最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃,均低于不锈钢包壳的熔化温度,因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。

关键词：失水事故压力管式超临界水堆(PT-SCWR) 无堆芯熔化辐射换热二维导热

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燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究

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核动力工程 2020年第3期41卷 188-192页

作者：吴丹邓坚丁书华辛素芳鲜麟毕树茂毛辉辉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

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用... 详细信息

反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。

关键词：冷却剂丧失事故(LOCA) 燃料棒肿胀破裂 ARSAC-K 功率分布包壳峰值温度(PCT)

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环状流液膜界面扰动波湍流诱导形成机制研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 77-81页

作者：何辉任全耀叶停朴吴瑶潘良明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成都610213 中广核研究院有限公司广东深圳518000

为探明环状流液膜界面扰动波形成机制,以准确预测液膜质量输运和干涸(Dryout)型临界热流密度特性,本研究通过将高速摄像与液膜厚度电导传感结合的方法,分别对液膜界面波的演化行为和液膜厚度进行定性可视化分析和定量测量实验。结果表明... 详细信息

为探明环状流液膜界面扰动波形成机制,以准确预测液膜质量输运和干涸(Dryout)型临界热流密度特性,本研究通过将高速摄像与液膜厚度电导传感结合的方法,分别对液膜界面波的演化行为和液膜厚度进行定性可视化分析和定量测量实验。结果表明,高湍动的气芯与液膜的相互作用在液膜界面上形成毫秒级不规则演变的涟波,高频涟波先驱经过一系列秒级自卷积演化成随机分布的扰动波;扰动波形成机制的数学模型表明,液膜界面扰动波的形成时间间隔符合伽马分布,伽马分布阶数与气相速度正相关但独立于液相流速。

关键词：环状流液膜扰动波湍流

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压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

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原子能科学技术 2020年第6期54卷 1085-1091页

作者：邵雪娇谢海熊夫睿张毅雄杜娟艾红雷刘正谷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

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比... 详细信息

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响.考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著.将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性.

关键词：环境疲劳修正因子转换应变率应变增量

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斯特林动力转换技术在微型核装置中的应用分析

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科学技术创新 2023年第9期 58-62页

作者：游尔胜张廷张友佳袁德文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

斯特林循环是一种由两个等温过程和两个等容过程组成的概括性卡诺循环,具有理论上最高的动力转换效率,在空间电源、潜艇动力、太阳能发电、低温制冷等领域具有独特的应用优势。对比了百瓦级同位素-斯特林热电装置和千瓦级空间堆-斯特林... 详细信息

斯特林循环是一种由两个等温过程和两个等容过程组成的概括性卡诺循环,具有理论上最高的动力转换效率,在空间电源、潜艇动力、太阳能发电、低温制冷等领域具有独特的应用优势。对比了百瓦级同位素-斯特林热电装置和千瓦级空间堆-斯特林电源系统的主要性能指标,对斯特林发电机的热力循环效率、关键技术瓶颈等进行了初步分析,可以为斯特林动力转换技术的工程应用和选型论证提供技术支撑。

关键词：自由活塞斯特林发动机斯特林循环性能估算应用分析

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