检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 122-126页

作者：陈杰陈平庞华雷涛蒲曾坪邓霜彭园任全耀粟敏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

定位格架是燃料组件骨架结构的重要组成部分,其主要功能是夹持定位燃料棒,同时还应考虑防勾挂性能和热工性能。本文从主流燃料组件的运行经验反馈出发,利用三维建模软件UG模拟格架相对运动的方法,对产生勾挂的原因进行分析,明确了外条... 详细信息

定位格架是燃料组件骨架结构的重要组成部分,其主要功能是夹持定位燃料棒,同时还应考虑防勾挂性能和热工性能。本文从主流燃料组件的运行经验反馈出发,利用三维建模软件UG模拟格架相对运动的方法,对产生勾挂的原因进行分析,明确了外条带导向翼采用连续排列能有效提高防勾挂性能,并通过定位格架勾挂试验进行了验证;通过对定位格架所在边栅元内的计算流体力学(CFD)模拟分析,发现基于传统防勾挂设计的导向翼连续排列形式不利于相邻格架之间的热工性能;在此基础上,设计了导向翼高矮交替排列的方案。理论分析和试验验证结果表明,该方案实现了燃料组件定位格架防勾挂与热工性能的协同设计。

关键词：定位格架勾挂热工协同导向翼

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基于蒙特卡罗程序的热管微堆少群截面制作方法研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 266-274页

作者：肖鹏罗琦夏榜样姚栋周亚婧方超秦天骄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 中国核工业集团有限公司北京100045

为了提高热管微堆物理计算效率,基于栅元均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、燃料均匀化模型、泄漏修正、能群结构等方面,开展了基于蒙特卡罗程序的热管微堆输运计算所需少群截面制作方法研究。数值结果表明:采用输运修正、泄... 详细信息

为了提高热管微堆物理计算效率,基于栅元均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、燃料均匀化模型、泄漏修正、能群结构等方面,开展了基于蒙特卡罗程序的热管微堆输运计算所需少群截面制作方法研究。数值结果表明:采用输运修正、泄漏修正等方法,并且外围燃料采用专门的“燃料-反射层”均匀化模型,两步法计算得到的有效增殖因子(k_(eff))偏差小于100pcm(1pcm=10^(−5)),功率分布偏差小于3%,控制鼓总价值偏差小于5%,且堆芯输运计算代价比蒙特卡罗一步法全堆计算小2个量级。因此,本文研究的栅元均匀化-堆芯输运两步法满足工程设计的精度要求,同时大幅提高了热管微堆物理计算效率。

关键词：少群截面生成蒙特卡罗堆芯输运热管微堆

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安全级数字化仪控系统行为确定性设计分析

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核动力工程 2022年第2期43卷 167-170页

作者：伍巧凤刘宏春孙诗炎李昱王琳张隽祺吴坤任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

安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载,但软件可靠性评价相对困难,因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性,保障系统的可靠性和安全性,需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验,提出了安全级数字化仪... 详细信息

安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载,但软件可靠性评价相对困难,因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性,保障系统的可靠性和安全性,需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验,提出了安全级数字化仪控系统确定性设计需求,并从安全级数字化仪控系统确定性体现的两个方面出发,提出可通过基于模型的形式化建模来保证系统的复现性,通过对系统各个环节响应时间的分配来保证系统响应的及时性,为安全级数字化仪控系统行为确定性设计提供参考。

关键词：安全级数字化仪控系统可靠性评价确定性

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六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

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核动力工程 2022年第1期43卷 238-241页

作者：魏彦琴黄世恩王连杰娄磊操节宝蔡云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

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布... 详细信息

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。

关键词：六边形套管型燃料堆芯临界物理试验临界质量测量核设计程序试验验证

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超临界二氧化碳冷却反应堆空泡反应性研究

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原子能科学技术 2023年第9期57卷 1699-1705页

作者：刘旻昀崔容益赵星宇韩文斌黄善仿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四川成都610213 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四川成都610213

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并... 详细信息

由于二氧化碳本身的慢化能力较弱,因此超临界二氧化碳冷却反应堆通常具有较硬的能谱,在冷却剂丧失事故发生时容易出现由正反应性反馈引入的安全问题。本文针对超临界二氧化碳反应堆的能谱特点,提出了描述其中子循环过程的三因子公式,并将冷却剂丧失对反应性的影响拆分为能谱项和泄漏项,作为进一步研究的理论依据。基于蒙特卡罗模拟方法,对美国麻省理工大学提出的超临界二氧化碳冷却反应堆堆设计方案进行了建模计算和验证,分析了径向反射层、添加慢化材料的影响。研究结果表明:超临界二氧化碳反应堆的设计需要注重能谱的软化与合理的堆芯几何设计,通过分区设置慢化材料的方案可以展平通量、软化能谱,同时降低冷却剂丧失事故引入的反应性;以超临界二氧化碳作为反射层材料,可以通过增大冷却剂丧失事故时的泄漏率在保证中子经济性的同时实现较低的空泡反应性;在进行超临界二氧化碳反应堆设计时,需综合考虑空泡反应性随燃耗的变化,并可以通过优化燃料核素组成来降低空泡反应性。

关键词：超临界二氧化碳反应堆冷却剂丧失事故空泡反应性气冷快堆

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Fe+Cr及Si含量对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响

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核动力工程 2024年第3期45卷 146-153页

作者：岳慧芳庞华高博高士鑫罗倩倩赵艳丽蒋有荣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 国核宝钛锆业股份公司陕西省核级锆材重点实验室陕西宝鸡721013

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt... 详细信息

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt%,wt%表示质量分数),Fe+Cr含量越高,析出的第二相数目越多、尺寸越大,越有利于材料耐腐蚀性能提升。在420℃水蒸气中腐蚀126 d后,当Fe+Cr含量从0.28 wt%增加到0.37 wt%时,Zr-4合金的腐蚀增重降低约30%。Zr-4合金在1100℃淬火时,当Si含量低至10 mg/kg时,形成粗大的平行板条结构;而增加Si含量到100 mg/kg后,析出的细小Zr_(3)Si为α相提供形核位置,使得组织中出现网篮结构和细小的平行板条结构。网篮结构能促使组织中第二相分布更均匀弥散,因此,高Si含量的Zr-4合金表现出更优良的耐腐蚀性能。

关键词： Zr-4合金 Fe+Cr含量 Si含量耐腐蚀性能

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反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 65-69页

作者：董元元张亚斌杜华王昫心赵伟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

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的... 详细信息

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。

关键词：反应堆压力容器 C形密封环循环松弛特性

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基于6LiF/ZnS(Ag)和闪烁光纤的宽能谱中子探测技术研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 213-217页

作者：熊帮平吴志强万波杨戴博李昆黎刚张虎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

为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足,本研究将^(6)LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合,设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运... 详细信息

为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足,本研究将^(6)LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合,设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序FLUKA对该新型光纤中子探测器的中子探测性能进行了模拟研究,完成了闪烁体光纤探头的优化设计。结果表明,当入射中子的能量在0.01~10 eV和0.5~10 MeV范围时,该新型中子探测器具有较高的中子探测效率,可用于热中子-快中子宽能谱范围中子的探测;通过对比脉冲幅度的差异,该新型中子探测器能够实现n-γ信号的甄别。

关键词： 6LiF/ZnS(Ag) 闪烁光纤探测效率 n-γ甄别 FLUKA

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IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

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核动力工程 2022年第1期43卷 183-186页

作者：王小吉武铃珺朱大欢邓坚刘丽莉许幼幼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

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再... 详细信息

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。

关键词：严重事故堆内熔融物滞留(IVR) 一回路注水

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基于高抗震性能的华龙一号蒸汽发生器上部支承设计研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 192-196页

作者：汤臣杭黄燕沈平川何戈宁余平苏桐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

为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承采用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加... 详细信息

为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承采用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加核电机组蒸汽发生器上部支承,本文所设计研究的上部支承在设备重量、焊缝数量、安装调试难度等方面,均有大幅优化;可有效减少支承载荷,最大减少幅度约为24%;可降低蒸汽发生器接管焊缝载荷,最大降低幅度约为28%。

关键词：蒸汽发生器支承连接拉杆热膨胀相容性

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