检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第5期43卷 238-244页

作者：周楠于颖锐赵文博廖鸿宽卢迪陈飞飞刘佳艺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

深度次临界状态下,传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点,为提高测量精度,本文对CORCA软件进行扩充,开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCAFIX软件,并采用对照程序和实堆数据对CORCA-FIX软件... 详细信息

深度次临界状态下,传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点,为提高测量精度,本文对CORCA软件进行扩充,开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCAFIX软件,并采用对照程序和实堆数据对CORCA-FIX软件进行了计算验证。验证结果证实,CORCA-FIX在求解带固定源堆芯的深度次临界状态时有着较高的精度,输出的结果应用于实堆数据后获得了更好的次临界度测量结果,且满足工程应用中反应性测量的偏差准则。

关键词：核反应堆堆芯求解固定源问题共轭计算软件实现

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基于APROS的核动力系统建模与仿真研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 154-161页

作者：田培妤李毅梁铁波王昌朔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

本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与... 详细信息

本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型,并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明,模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%,与设计值符合较好;动态仿真趋势与热工水力计算程序RELAP5仿真趋势基本一致,验证了模型的有效性。因此,该核动力系统一、二回路匹配性良好,且本文所建立的系统模型能够较准确地模拟核动力系统的运行。

关键词：两环路核动力系统一回路系统二回路系统 APROS 建模仿真

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低流量工况下燃料组件优化设计研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 22-27页

作者：郑晓罗涵禹杜鹏邱志方田野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

为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格... 详细信息

为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格架间距过长或过短都将降低燃料组件的热工性能,设计上应合理考虑搅混格架间距;(2)燃料组件加热段上游区域的搅混格架布置对于提升SMR燃料组件的热工性能不明显,设计上在此区域应简化布置;(3)SMR在正常运行与事故工况下,燃料组件的中下游区域的状态点参数相对恶劣,在中下游区域合理地设计搅混格架的间距与布置可以显著地提升燃料组件的热工性能,提高热工安全裕量。本文研究结果可为SMR燃料组件的设计优化提供参考。

关键词：模块式小堆(SMR) 低流量燃料组件热工-水力优化设计

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合金元素Sn,Nb对锆合金腐蚀氧化膜相稳定性影响的第一性原理研究

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物理学报 2024年第15期73卷 162-171页

作者：陈暾崔节超李敏陈文孙志鹏付宝勤侯氢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

锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_... 详细信息

锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_(2)稳定性,然而Sn,Nb对t-ZrO_(2)含量和t-m相变的影响机制尚不明晰.本文基于第一性原理计算了不同价态Sn,Nb掺杂ZrO_(2)的晶体结构性质、形成焓和氧空位形成能,从原子尺度揭示了Sn,Nb对ZrO_(2)稳定性的影响机理.研究表明Sn^(2+),Nb^(3+)引起显著晶格膨胀;Sn^(4+)则造成轻微晶格膨胀,而Nb^(5+)引起晶格收缩,可见高氧化态下Nb比Sn更利于减小氧化膜的内应力.低价合金元素降低ZrO_(2)稳定性,且会增大t,m相形成能差距;高价的Nb^(5+),Sn^(4+)均可提高t-ZrO_(2)相对稳定性从而抑制t-m相变,其中Nb^(5+)效果显著,Sn^(4+)则作用微弱.0—3.5 GPa范围内,t-ZrO_(2)相对稳定性随压力增大而增强.合金元素的低价态比高价态更利于在t-ZrO_(2)中形成氧空位,因而在氧化膜/金属界面附近低氧化态区域,低价元素和压应力是稳定t-ZrO_(2)的主要因素.通过电子结构分析,发现氧空位形成能与合金元素离子和氧空位间的电荷转移幅度(或电子局域化程度)呈正相关.这些结果有助于针对锆合金耐腐蚀性的成分优化和结构设计.

关键词：第一性原理 Zr-Sn-Nb 合金氧化膜相稳定性

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基于β-γ符合法测量的在线啜吸检测装置的研制

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核动力工程 2023年第3期44卷 180-184页

作者：曾勇谷明非中国核动力研究设计院成都610213 成都中核海川核技术有限公司成都610041 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

反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损,当燃料组件发生破损后,核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验,通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损,然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响,传统单一β或单... 详细信息

反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损,当燃料组件发生破损后,核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验,通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损,然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响,传统单一β或单γ粒子检测设备的检测结果时有误判或漏判发生。本文设计了一种基于β-γ符合法测量技术的在线啜吸检测装置,装置含有β和γ粒子探测器,并构建了β-γ符合检测通道,融合了现有β、γ破损判断技术,同时增加了基于β-γ符合判断的结果。相关应用结果表明:在核岛内较强辐射干扰下,本系统符合测量本底计数率可达到0.04 s-1,装置对133Xe最小可探测活度(MDA)达23.7 Bq,检测灵敏度优于单一β粒子或γ粒子检测模式;3种判断模式的应用大幅提升了破损判断结果的可靠性。该装置可以替代现有单一粒子检测模式的在线啜吸检测装置应用于核电厂开展相关检测工作。

关键词：组件破损符合法在线啜吸检测最小可探测活度(MDA)

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氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 156-162页

作者：宋建余红星邓坚向清安何晓强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

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分... 详细信息

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。

关键词：汽泡力平衡热通量拆分临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 能力边际

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表面织构对滑动电接触界面摩擦学行为的影响

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表面技术 2024年第9期53卷 137-147,179页

作者：王东伟李发强黄起昌赵阳丁昊昊中国核动力研究设计院设计研究所核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 西南交通大学机械工程学院成都610031

目的利用表面织构减摩抗磨的优良特性,将其应用于电接触摩擦表面,探讨它对滑动电接触界面摩擦磨损及电接触可靠性的影响。方法利用激光系统制备2种织构,即方坑型表面织构(SPT)和沟槽型表面织构(GT),并与光滑表面的载流摩擦学信号进行对... 详细信息

目的利用表面织构减摩抗磨的优良特性,将其应用于电接触摩擦表面,探讨它对滑动电接触界面摩擦磨损及电接触可靠性的影响。方法利用激光系统制备2种织构,即方坑型表面织构(SPT)和沟槽型表面织构(GT),并与光滑表面的载流摩擦学信号进行对比分析。利用ABAQUS模拟试验,分析界面接触应力、电压和位移的变化特性。结果随着试验的进行,GT表面的摩擦因数逐渐增大,并与光滑表面达到同一水平(0.7),SPT表面的摩擦因数在整个试验过程中始终较低(0.4)。光滑表面在电接触过程中发生了多频振动现象,2种织构表面的振动信号非常微弱,尤其是SPT表面,仅出现了100 Hz的振动频率。光滑表面和GT表面出现较严重的磨损现象,而SPT表面磨损轻微。有限元分析结果表明,表面织构的存在能够避免应力集中现象,GT表面的应力较大(90MPa),且始终分布在沟槽棱边。结论在电接触状态下,2种织构表面均能不同程度地降低界面的摩擦因数和摩擦力,其中SPT表面的减摩降磨效果最显著。GT表面沟槽棱边的损伤和磨屑堆积是导致其逐渐失去减摩效果的主要原因。模拟分析结果证实,SPT表面织构的存在能避免应力集中,有利于改善磨损和降低振动强度。虽然GT表面的最大应力分布也具有时变特征,但是其值较大,且分布在沟槽棱边,导致沟槽织构的减摩效果逐渐减弱。

关键词：表面织构滑动电接触摩擦磨损试验测试有限元分析

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摇摆条件下棒束通道自然循环换热特性实验研究

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原子能科学技术 2024年第8期58卷 1742-1749页

作者：李鑫王爽谭思超乔守旭田瑞峰程坤哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨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四川成都610213

棒束燃料组件是浮动堆的燃料形式之一,浮动堆在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工... 详细信息

棒束燃料组件是浮动堆的燃料形式之一,浮动堆在运行期间受风浪等影响会发生起伏、摇摆等运动,导致系统流量、压降等热工参数发生周期性波动,影响棒束通道内流动换热特性。针对摇摆条件下自然循环系统棒束通道传热问题,开展了摇摆运动工况下棒束通道换热特性实验研究。结果表明:摇摆运动会增强系统平均换热性能,使得平均换热系数发生周期性波动,功率越高,相对波动幅度越小;对于子通道局部换热特性,其受二次流影响较大,以通道中央为轴,摇摆运动会增强靠近摇摆轴一侧子通道内局部换热性能,降低远离摇摆轴一侧;功率越大,子通道局部换热系数波动越小。

关键词：摇摆运动棒束通道自然循环子通道换热特性

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基于刚柔耦合的改进型控制棒组件变形通道落棒行为分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 129-134页

作者：岳题郑乐乐朱发文王浩煜袁攀孙渝邓霜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

燃料组件在堆芯内经历长期辐照后易产生弯曲形变,影响控制棒的安全落棒,因此亟需研究变形通道下控制棒落棒行为影响机制。通过数值模拟手段对导向管发生弯曲变形后的落棒行为规律进行分析研究,利用刚柔耦合方法分别计算直型、C型、S型... 详细信息

燃料组件在堆芯内经历长期辐照后易产生弯曲形变,影响控制棒的安全落棒,因此亟需研究变形通道下控制棒落棒行为影响机制。通过数值模拟手段对导向管发生弯曲变形后的落棒行为规律进行分析研究,利用刚柔耦合方法分别计算直型、C型、S型导向管内的落棒行为,分析整个落棒行程、速度、加速度、沿程碰撞力随时间的变化情况,对比直型和2种不同变形通道对落棒行为的影响。研究结果表明,刚柔耦合方法可以较好地模拟变形通道下的落棒行为,C型落棒未发生卡滞,S型落棒卡滞于第2道弯折处。本研究将有助于为弯曲变形导致落棒卡涩问题的极限弯曲阈值提供判断依据,为工程设计提供参考。

关键词：控制棒落棒变形通道刚柔耦合卡棒数值模拟

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超临界二氧化碳环境中600合金和304不锈钢的均匀腐蚀行为研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 89-96页

作者：刘珠龙家琛郭相龙苏豪展王鹏段振刚马赵丹丹张乐福上海交通大学机械与动力工程学院上海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 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金(600合金和304不锈钢)在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱... 详细信息

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金(600合金和304不锈钢)在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明,两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律,其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢;腐蚀500 h后,600合金表面氧化物厚度约为5μm,主要成分为NiCr_(2)O_(4),结构致密,具有保护性,其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为;腐蚀500 h后,304不锈钢表面氧化膜可达约45μm,为双层结构,外层为Fe_(3)O_(4),内层为NiFeCrO_(4),结构疏松,发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理,为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。

关键词：超临界二氧化碳 600合金 304不锈钢均匀腐蚀渗碳

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