检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第S01期44卷 137-142页

作者：黄赟浩王健斌王志军赵可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 西北工业大学凝固技术国家重点实验室西安710072

传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高,为给铅铋反应堆提供高性能结构材料,针对高强Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究。研究表明,在500~600℃的铅铋饱和氧环境下,合金形成致密的... 详细信息

传统结构材料限制了铅铋核能系统性能的进一步提高,为给铅铋反应堆提供高性能结构材料,针对高强Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金开展了高温静态铅铋合金环境相容性研究。研究表明,在500~600℃的铅铋饱和氧环境下,合金形成致密的Fe-Cr-Al-O氧化膜与疏松的氧化铁双层氧化膜结构,双层氧化膜厚度仅有1.5μm,氧化膜生长速率极低;Fe-Cr-Al-O氧化膜在高温铅铋环境具有极佳的致密性、结构与组织稳定性,显著保护了液态铅铋向基体溶解。相比于传统的铁素体/马氏体钢(F/M钢)、奥氏体不锈钢,Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金在高温铅铋环境中应用具有明显的优势。

关键词：铅铋合金 Al_(17)Cr_(10)Fe_(37)Ni_(36)多主元合金腐蚀

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核电厂瞬态统计方法研究与应用

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核动力工程 2024年第S01期45卷 1-5页

作者：白晓明曹国畅曹洪胜于新洋熊夫睿姜赫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 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

核电厂瞬态发生次数与设备疲劳寿命密切相关,因此瞬态统计对提升核电厂智能化运维水平和运行许可证延续申请均有重要的意义。目前国内外瞬态统计方法存在训练数据量大、泛化能力差等缺点,在工程中应用较少。本文根据设计瞬态变化规律建... 详细信息

核电厂瞬态发生次数与设备疲劳寿命密切相关,因此瞬态统计对提升核电厂智能化运维水平和运行许可证延续申请均有重要的意义。目前国内外瞬态统计方法存在训练数据量大、泛化能力差等缺点,在工程中应用较少。本文根据设计瞬态变化规律建立了基于等效距离度量的瞬态分类方法,实现了瞬态划分、归类和计数过程的自动化。通过核电厂运行数据对当前瞬态分类方法进行了验证,结果显示当前方法能够有效实现多种运行瞬态的统计工作。瞬态统计方法的应用对核电厂智能化水平的提升和运行许可证延续均具有重要的作用。

关键词：核电厂瞬态统计瞬态归类瞬态划分瞬态识别

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研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 220-225页

作者：刘孟龙王浩煜周毅朱发文袁攀黄山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

对典型的研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性进行了数值模拟研究,分析了在碰撞过程中燃料组件应力响应特性、燃料元件定位结构的承载特征以及填充缓冲材料对燃料组件碰撞的保护效果。研究发现:在碰撞过程中燃料元件端部附近有明显的应... 详细信息

对典型的研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性进行了数值模拟研究,分析了在碰撞过程中燃料组件应力响应特性、燃料元件定位结构的承载特征以及填充缓冲材料对燃料组件碰撞的保护效果。研究发现:在碰撞过程中燃料元件端部附近有明显的应力集中现象,增加燃料元件端部包壳长度可避免应力集中对芯体产生影响;燃料元件端部定位结构承受的载荷显著大于中部,加强端部定位结构的强度可提升燃料组件承载能力;缓冲材料在碰撞过程中对燃料组件具有良好的吸能保护功能,同时能平缓碰撞中的动能变化以及碰撞后的结构振动。

关键词：燃料组件碰撞分析研究堆定位结构缓冲材料

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大晶粒UO_(2)燃料芯块性能研究进展

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材料导报 2022年第4期36卷 1-8页

作者：庞华辛勇岳慧芳彭航蒲曾坪邱玺孙志鹏刘仕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成都610213

大晶粒UO_(2)芯块相比于传统UO_(2)芯块而言,具有更低的辐照肿胀、更低的裂变气体释放量以及优异的抗芯块-包壳相互作用的能力。大晶粒UO_(2)芯块作为高燃耗、长换料周期新型燃料具有很大的应用潜力,近年来受到越来越多的关注。国内外... 详细信息

大晶粒UO_(2)芯块相比于传统UO_(2)芯块而言,具有更低的辐照肿胀、更低的裂变气体释放量以及优异的抗芯块-包壳相互作用的能力。大晶粒UO_(2)芯块作为高燃耗、长换料周期新型燃料具有很大的应用潜力,近年来受到越来越多的关注。国内外学者针对大晶粒UO_(2)芯块开展了大量的研究,包括芯块的微观结构、烧结特性以及辐照行为等,结果表明,大晶粒UO_(2)芯块在高燃耗和长换料周期条件下表现出优异的堆内性能,在提高压水堆核电站的经济性的同时,可以有效提高其安全性。近年来,研究人员针对大晶粒UO_(2)芯块在欧洲、美国、俄罗斯和中国等国开展了大量的堆内辐照考验,考验的环境包括压水堆、沸水堆和高温堆等。对大晶粒UO_(2)芯块堆内、外性能的相关研究,为芯块制备、堆内性能预测、反应堆燃料元件设计以及燃料元件工业化生产提供了支撑。本文根据国内外关于大晶粒UO_(2)燃料芯块的研究进展,系统总结了大晶粒UO_(2)芯块微观结构、堆外热-力学性能、大晶粒UO_(2)芯块堆内行为,介绍了不同掺杂类型大晶粒UO_(2)芯块的性能,分析了大晶粒UO_(2)燃料元件行为,并指出了大晶粒UO_(2)芯块应用所面临的问题。

关键词：大晶粒二氧化铀堆内性能力学性能微观结构

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UO_(2)燃料裂变气体渗流模型研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 226-231页

作者：李文杰齐飞鹏孙丹辛勇李权李垣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成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究... 详细信息

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究结果表明,渗流模型预测沿芯块径向的裂变气体释放份额在芯块中间部分出现局部峰值,并随着时间向芯块外侧推进,与辐照试验观察到不同燃耗下径向裂变气体分布现象定性符合。因此,本研究建立的渗流模型能够从机理上解释此前扩散模型未能预测的UO_(2)燃料裂变气体释放份额沿径向非单调分布现象。

关键词：模拟核燃料裂变气体释放渗流

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螺旋十字型燃料棒中子物理及热工水力性能分析

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核动力工程 2023年第S01期44卷 69-74页

作者：张涛韩文斌申鹏飞黄善仿王侃清华大学工程物理系北京100084 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

为分析螺旋十字型燃料棒的中子物理及热工水力性能,使用基于计算机辅助设计(CAD)几何的反应堆蒙特卡罗程序RMC和商用计算流体力学(CFD)软件Fluent对螺旋十字型燃料棒进行数值模拟,并与传统圆柱型和无扭转十字型燃料棒进行对比。结果表明... 详细信息

为分析螺旋十字型燃料棒的中子物理及热工水力性能,使用基于计算机辅助设计(CAD)几何的反应堆蒙特卡罗程序RMC和商用计算流体力学(CFD)软件Fluent对螺旋十字型燃料棒进行数值模拟,并与传统圆柱型和无扭转十字型燃料棒进行对比。结果表明,螺旋十字型结构会略微降低反应性,增大径向功率峰因子;相较于圆柱型燃料棒,螺旋十字型燃料棒由于存在横向流动,能增强冷却剂交混,提升换热能力,在七棒束组件计算中,螺旋十字型燃料棒的平均温度和峰值温度都降低了约4 K。

关键词：螺旋十字型燃料棒蒙特卡罗方法计算流体力学(CFD) 流动换热特性

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基于交互作用积分的异种金属焊接区域裂纹扩展模拟方法

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原子能科学技术 2024年第5期58卷 1109-1118页

作者：白晓明熊夫睿谢海石凯凯于新洋于红军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 哈尔滨工业大学航天科学与力学系黑龙江哈尔滨150001

核电厂中存在大量的异种金属焊接区域,该区域内裂纹扩展的合理评价与核电厂安全运行密切相关。由于焊接区域材料具有显著的非均匀特点,传统的J积分理论在该区域不再具有守恒性,同时大量的运行经验反馈表明,在焊接区域裂纹扩展呈现出明... 详细信息

核电厂中存在大量的异种金属焊接区域,该区域内裂纹扩展的合理评价与核电厂安全运行密切相关。由于焊接区域材料具有显著的非均匀特点,传统的J积分理论在该区域不再具有守恒性,同时大量的运行经验反馈表明,在焊接区域裂纹扩展呈现出明显的偏折现象,传统基于Ⅰ型裂纹扩展的分析方法不再适用。为解决上述问题,本文建立了基于交互作用积分理论的异种金属焊接区域裂纹扩展模拟方法。通过交互作用积分的引入,能够准确计算焊接区域复合型裂纹的应力强度因子,采用最大周向应力等裂纹扩展准则后,能够快速实现裂纹扩展路径的预测。通过将本文方法与实验结果和解析解进行对比分析,验证了当前方法的精度和有效性。该方法的建立对焊接区域裂纹扩展模拟及核电设备安全分析评价具有重要意义。

关键词：异种金属焊接交互作用积分有限元方法裂纹扩展路径

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基于MOSASAUR程序的中子-光子输运堆芯释热率计算方法研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 37-44页

作者：胡馗马续波王连杰张斌赵晨张腾陈义学华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

为了准确计算快堆堆芯中所有裂变材料与非裂变材料释热,并精细考虑中子、光子、电子在堆芯中的能量沉积,以提高快堆堆芯释热率计算精度。本文基于确定论两步法研究并实现了中子-光子输运堆芯释热率计算方法,通过求解裂变源中子输运方程... 详细信息

为了准确计算快堆堆芯中所有裂变材料与非裂变材料释热,并精细考虑中子、光子、电子在堆芯中的能量沉积,以提高快堆堆芯释热率计算精度。本文基于确定论两步法研究并实现了中子-光子输运堆芯释热率计算方法,通过求解裂变源中子输运方程和固定源光子输运方程得到中子和光子注量率,基于比释动能(KERMA)因子方法计算瞬发中子和瞬发光子释热率,利用比例因子方法计算缓发光子产生矩阵,在MOSASAUR程序内通过内耦合方式实现了快堆中子-光子输运和堆芯释热率计算。计算铅铋快堆RBEC-M基准题的功率分布并与蒙特卡罗程序计算结果进行对比,燃料组件总功率相对偏差在±4%以内,非燃料组件总功率相对偏差在±10%以内,所有组件光子功率相对偏差在±10%以内。因此,本文研究的中子-光子输运堆芯释热率计算方法对快堆堆芯释热计算具有较高精度。

关键词：中子-光子输运比释动能(KERMA)因子快堆缓发光子高阶光子输运

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数字化核仪表系统样机堆上试验及验证

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核动力工程 2022年第2期43卷 226-231页

作者：王银丽何正熙包超高志宇武文超罗庭芳喻恒罗炜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成都610213

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、... 详细信息

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据。试验结果表明,中子探测器与信号调理和处理样机配合良好,整套系统样机运行稳定可靠。

关键词：数字化核仪表系统中子探测器安装堆上试验

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中空六棱柱燃料元件热-力学性能研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 133-137页

作者：刘仕超李权黄永忠庞华李垣明柴晓明邱玺赵艳丽廖楠冉仁杰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

中空六棱柱燃料元件在高温气冷堆方面有广泛应用,为研究中空六棱柱燃料元件的堆内性能,评价其失效概率,针对高温气冷堆用中空六棱柱燃料元件进行了热-力学行为分析,采用多物理场耦合的方法计算了中空六棱柱燃料元件的热-力学行为,分析... 详细信息

中空六棱柱燃料元件在高温气冷堆方面有广泛应用,为研究中空六棱柱燃料元件的堆内性能,评价其失效概率,针对高温气冷堆用中空六棱柱燃料元件进行了热-力学行为分析,采用多物理场耦合的方法计算了中空六棱柱燃料元件的热-力学行为,分析了中空六棱柱燃料元件在较低中子注量条件下的温度场、变形、应力分布以及失效概率。结果表明,中空六棱柱燃料元件的最高运行温度约为1020 K,SiC基体的最大应力约为107.32 MPa、失效概率为3.52×10^(−4),SiC基体较低的失效概率保证了燃料元件的结构完整性。在较低中子注量下,中空六棱柱燃料元件的运行温度和应力均较低并且可以保证结构完整,具有良好的堆内运行状态。

关键词：中空六棱柱燃料元件热-力学行为失效概率

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