检索结果-内蒙古大学图书馆

中国腐蚀与防护学报 2024年第3期44卷 716-724页

作者：李禅王庆田杨承刚张宪伟韩冬傲刘雨薇刘智勇生态环境部核与辐射安全中心北京100082 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 北京科技大学国家材料腐蚀与防护科学数据中心北京100083

采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的... 详细信息

采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的腐蚀过程基本由电化学活化控制。温度对原始、敏化和固溶等组织状态下的904L不锈钢的耐腐蚀性能有很大影响,随温度升高,电化学反应极化电阻降低,钝化区变窄,腐蚀电位下降,3种组织状态的904L不锈钢耐蚀性均急剧降低。3种组织状态的904L不锈钢在模拟核电一回路环境中均存在一定SCC敏感性。表面腐蚀产物膜内层为均匀较薄的黑色腐蚀产物,外层为尺寸较大的颗粒状白色腐蚀产物。敏化组织的904L不锈钢SCC敏感性最高,固溶处理能降低其SCC敏感性。

关键词：超级奥氏体不锈钢应力腐蚀电化学特性一回路核电

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模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 123-128页

作者：蔡志云任云赖建永张玉龙刘向红中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围... 详细信息

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设计的稳压器除气系统理论上最快可以在4.13 h内完成除气,相比传统化容下泄除气法具有明显的时间优势。

关键词：热力除气稳压器除气优化系统设计

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基于华龙一号的混合氧化物燃料组件特性研究

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核动力工程 2022年第S2期43卷 234-238页

作者：刘琨刘同先蒋朱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

结合我国核能发展需求,以华龙一号堆型作为研究对象,利用SCIENCE软件进行混合氧化物(MOX)燃料组件中子学特性研究,为后续华龙一号机组大规模装载MOX燃料组件,实现闭式燃料循环奠定理论基础。针对CF3燃料组件初始富集度、卸料燃耗及堆芯... 详细信息

结合我国核能发展需求,以华龙一号堆型作为研究对象,利用SCIENCE软件进行混合氧化物(MOX)燃料组件中子学特性研究,为后续华龙一号机组大规模装载MOX燃料组件,实现闭式燃料循环奠定理论基础。针对CF3燃料组件初始富集度、卸料燃耗及堆芯运行参数等影响因素开展数值分析,评价组件布置方案、钚向量、钚总装量(钚含量)及基体铀组分等因素对MOX燃料组件的反应性等关键中子学参数的影响。数值结果表明,MOX组件采用周边布置方案时,有利于实现更好的反应性控制能力,从而降低反应性控制压力,有利于更好地利用现有的堆芯设计条件,实现钚资源的利用。在增加燃料棒中易裂变核素组分时,导致组件能谱硬化,使得反应性反馈能力和反应性控制能力进一步减弱。针对现役华龙一号型堆芯核设计方案,可能需要增加额外反应性控制手段,实现燃耗过程中MOX燃料组件的反应性控制。

关键词：华龙一号(HPR1000) 混合氧化物(MOX) 压水堆 CF3燃料组件

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蒸汽发生器^(16)N同位素传输时间计算方法研究

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核动力工程 2021年第S2期42卷 15-19页

作者：吴舸李冬慧李磊田雅婧汤臣杭苏桐胡彧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

为获得蒸汽发生器(SG)^(16)N同位素由传热管破损处到达主蒸汽管道内探测点的传输时间,本文提出了一种采用一维稳态模型且以质量、动量和能量守恒方程为基础的SG稳态热工水力参数计算方法。该方法采用有限差分法进行离散处理,使用漂移流... 详细信息

为获得蒸汽发生器(SG)^(16)N同位素由传热管破损处到达主蒸汽管道内探测点的传输时间,本文提出了一种采用一维稳态模型且以质量、动量和能量守恒方程为基础的SG稳态热工水力参数计算方法。该方法采用有限差分法进行离散处理,使用漂移流模型处理SG内部的两相流动;在此基础上实现对SG在不同功率水平、不同传热管泄漏位置对应的^(16)N同位素传输时间的计算。经对比,本文提出的计算方法所得到的结果满足工程需要,已应用于华龙一号核电工程。

关键词：蒸汽发生器(SG) 传热管破裂 ^(16)N同位素传输时间热工水力

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UN-U_(3)Si_(2)复合燃料的多尺度蠕变行为研究

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核技术 2022年第12期45卷 57-64页

作者：杨青峰谢哲骁陈平张静高士鑫丁国琛周毅尹春雨丁淑蓉何梁孙丹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 复旦大学航空航天系力学与工程仿真研究所上海200433

UN-U_(3)Si_(2)复合燃料在未来先进耐事故燃料元件中具有良好的发展前景,其堆内运行所产生的辐照蠕变及热蠕变对元件的辐照热力耦合行为及安全性会产生重要影响。基于文献中的宏观蠕变实验结果,分别针对UN和U_(3)Si_(2)多晶燃料主控的... 详细信息

UN-U_(3)Si_(2)复合燃料在未来先进耐事故燃料元件中具有良好的发展前景,其堆内运行所产生的辐照蠕变及热蠕变对元件的辐照热力耦合行为及安全性会产生重要影响。基于文献中的宏观蠕变实验结果,分别针对UN和U_(3)Si_(2)多晶燃料主控的蠕变机制进行分析,通过拟合得到考虑空位扩散和位错运动机制的蠕变率模型,该模型的预测结果与实验结果吻合很好,证明了模型的合理性;基于均匀化理论建立了去除辐照肿胀效应后UN-U_(3)Si_(2)复合燃料宏观蠕变与各组分贡献的关联模型。基于文献上的复合燃料金相结构图,发展了随机建模方法,对UN-U_(3)Si_(2)复合燃料(20%U_(3)Si_(2))辐照条件下单轴拉伸蠕变实验进行了数值模拟,获得了组分材料对复合燃料宏观等效蠕变所产生的贡献,并分析了蠕变机制。分析结果表明:UN和U_(3)Si_(2)存在的辐照肿胀差异,导致复合燃料内部产生了强烈的力学相互作用;在裂变密度达到4.32×10^(27)fissions·m^(−3)时,颗粒与基体相界面处的最大von Mises应力约为外部施加的均布拉力的6倍,但由于存在低应力区,两种材料的辐照肿胀对复合燃料宏观等效蠕变应变的影响可以忽略不计。

关键词： UN-U_(3)Si_(2) 蠕变机制辐照肿胀均匀化理论宏观等效蠕变

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基于Python的DCS逻辑验证用例自动生成方法

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电气技术与经济 2025年第1期 380-383,386页

作者：时光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

DCS系统是核电站的关键控制系统之一,软逻辑功能测试是确保其可靠性和安全性的重要环节。传统的人工编写该测试用例通常耗时较长,本文提出利用Python编程语言,结合DCS逻辑验证规则,自动生成测试用例,从而提高测试效率。该方法通过解析... 详细信息

DCS系统是核电站的关键控制系统之一,软逻辑功能测试是确保其可靠性和安全性的重要环节。传统的人工编写该测试用例通常耗时较长,本文提出利用Python编程语言,结合DCS逻辑验证规则,自动生成测试用例,从而提高测试效率。该方法通过解析设计输入pdf文件的坐标信息,识别设备功能块和引脚,递归遍历坐标信息,识别逻辑功能块类型和点类型返回树形数据,并仿照机器学习搭建多个小模型推演逻辑,最后根据用例编写规则生成符合DCS逻辑验证规则的测试用例。该方法可有效缩短用例编写时间。然而,递归解析过程中逻辑数据分析清晰性和验证全面性是需要解决的难点。本文的研究为DCS系统的自动测试提供了新的思路和方法。

关键词： DCS Python编程设计输入解析pdf 自动化编写用例机器学习

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“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 50-54页

作者：毕树茂刘余刘卢果许幼幼邓坚苗一非吴菱艳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

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组... 详细信息

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。

关键词：华龙一号全堆芯热工水力计算流体力学(CFD)

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“少即是多”原则在核电安全级DCS硬件设计中的应用探索

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中国核电 2025年第1期18卷 79-83页

作者：谢长洪王忠伟陈阳李军燕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

随着工业技术的不断发展，核电行业对安全级DCS设计的要求越来越高，如优化操作流程、提高系统可靠性、降低维护成本等。本文探索了将“少即是多”原则应用到安全级DCS系统的硬件设计中，尝试通过减少不必要的设备或组件，降低硬件设计... 详细信息

随着工业技术的不断发展，核电行业对安全级DCS设计的要求越来越高，如优化操作流程、提高系统可靠性、降低维护成本等。本文探索了将“少即是多”原则应用到安全级DCS系统的硬件设计中，尝试通过减少不必要的设备或组件，降低硬件设计复杂度及成本，提高系统可靠性，并通过具体实例论证应用“少即是多”原则设计后的效果。

关键词：安全级DCS 少即是多硬件设计系统可靠性

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碳化硅中点缺陷对热传导性能影响的分子动力学研究

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物理学报 2022年第3期71卷 243-249页

作者：王甫周毅高士鑫段振刚孙志鹏汪俊邹宇付宝勤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

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用... 详细信息

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用平衡分子动力学方法(Green-Kubo方法)采用Tersoff型势函数研究了点缺陷对立方碳化硅(β-SiC或3C-SiC)热传导性能的影响规律.研究过程中考虑的点缺陷包括:Si间隙原子(Si_(I))、Si空位(Si_(V))、Si错位原子(Si_(C))、C间隙原子(C_(I))、C空位(C_(V))和C错位原子(C_(Si)).研究结果表明,热导率(λ)随点缺陷浓度(c)的增加而减小.在研究的点缺陷浓度范围(点缺陷与格点的比例范围为0.2%-1.6%),额外热阻率(ΔR=R_(defect)–R_(perfect),R=1/λ,R_(defect)为含缺陷材料的热阻率,R_(perfect)为不含缺陷材料的热阻率)与点缺陷的浓度呈线性关系,其斜率为热阻率系数.研究表明:空位和间隙原子的热阻率系数高于错位原子的热阻率系数;高温下点缺陷的热阻率系数高于低温下点缺陷的热阻率系数;Si空位和Si间隙原子的热阻率系数高于C空位和C间隙原子的热阻率系数.这些结果有助于预测及调控辐照条件下碳化硅的热传导性能.

关键词：碳化硅热导率分子动力学点缺陷

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高体积份额下包覆颗粒弥散燃料等效热学模型

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核动力工程 2021年第4期42卷 96-100页

作者：李文杰余红星肖忠焦拥军陈平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

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料... 详细信息

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料颗粒的空间分布、颗粒尺寸、团聚等因素对核燃料元件温度场的影响。本研究有助于理解多层包覆颗粒弥散核燃料元件的微观-宏观传热机制,为核燃料的设计、优化和安全分析提供了分析工具。

关键词：模拟弥散燃料等效热导率

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