检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第5期37卷 152-155页

作者：吕焕文景福庭刘嘉嘉王军龙杨平张涛中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610213 长江勘测规划设计研究院武汉430010

选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽... 详细信息

选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽应急计划区可以划至厂址边界,从而取消场外烟羽应急计划区。

关键词： CUP600 应急计划区厂址边界

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核电汽轮机DEH系统工厂测试研究

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数字化用户 2019年第20期25卷 248页

作者：刘亮王疆桑明钟昊良吴广皓 102200 北京国电智深控制技术有限公司北京 102200 北京市电站自动化工程技术研究中心北京 100048 中国核科技信息与经济研究院北京 610000 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

核电汽轮机DEH系统工厂测试是出厂前的最后一项工作,测试质量直接影响到核电汽轮机DEH系统后续工作的进行.本文以核电汽轮机DEH测试为主要工作进行了测试目的和意义分析、测试要求梳理、测试资源配置整理.本研究能够为项目管理者及工程... 详细信息

核电汽轮机DEH系统工厂测试是出厂前的最后一项工作,测试质量直接影响到核电汽轮机DEH系统后续工作的进行.本文以核电汽轮机DEH测试为主要工作进行了测试目的和意义分析、测试要求梳理、测试资源配置整理.本研究能够为项目管理者及工程人员提供整体系统功能和性能的测试指导.

关键词：核电汽轮机 DEH 工厂测试

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无窗散裂靶液态铅铋合金的流动特性和热输运数值研究

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科技创新导报 2017年第17期14卷 66-70页

作者：秦雪王锋中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 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400030

散裂靶作为加速器驱动次临界系统(ADS)的核心部件,其设计是ADS研究中的关键技术问题之一。该文采用计算流体力学程序CFX对欧洲MYRRHA无窗散裂靶进行数值模拟分析,采用-湍流模型、Cavitation模型和VOF界面捕捉方法,研究了液态铅铋合金(L... 详细信息

散裂靶作为加速器驱动次临界系统(ADS)的核心部件,其设计是ADS研究中的关键技术问题之一。该文采用计算流体力学程序CFX对欧洲MYRRHA无窗散裂靶进行数值模拟分析,采用-湍流模型、Cavitation模型和VOF界面捕捉方法,研究了液态铅铋合金(LBE)及其蒸汽两相含气蚀相变的流动特性,分析了不同流体入口速度和出口压力下靶区冷却剂稳定自由界面的形态特征。采用MCNPX程序和CFX程序模拟无窗靶内具有稳定流动界面时高能质子束轰击靶核的热输运过程,计算得到了稳定状态下无窗散裂靶区内的温度场分布,为无窗散裂靶冷却设计的分析提供了一定的参考价值。

关键词：无窗散裂靶流动特性热输运

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起伏条件下两相自然循环特性研究

起伏条件下两相自然循环特性研究

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：宫厚军杨星团黄彦平姜胜耀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清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室

本文应用自主开发的PNCMC程序,针对简单回路开展了起伏运动条件下的两相自然循环计算,研究发现起伏运动改变了非惯性系中流体受到的体积力,驱动压头大小交替变化,造成了加热段的质量流量围绕起始稳态值近似正弦振荡,振荡周期与起伏周期... 详细信息

本文应用自主开发的PNCMC程序,针对简单回路开展了起伏运动条件下的两相自然循环计算,研究发现起伏运动改变了非惯性系中流体受到的体积力,驱动压头大小交替变化,造成了加热段的质量流量围绕起始稳态值近似正弦振荡,振荡周期与起伏周期相同。起伏运动下,两相自然循环存在着驱动压头、流量、空泡份额、流动阻力之间的复杂反馈关系,造成了关系链中的各参数的非线性响应。对于复杂的非线性两相自然循环系统,在外部的正弦激励下,流量振荡会偏离正弦波。

关键词：压水反应堆起伏运动自然循环

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氢离子辐照对AL-6XN不锈钢微观结构的影响

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武汉大学学报（理学版） 2016年第6期62卷 502-506页

作者：郑中成郭立平张伟平罗凤凤任遥遥李岩乔岩欣唐睿武汉大学物理科学与技术学院湖北武汉430072 苏州热工研究院有限公司电站寿命管理中心江苏苏州215004 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610041

奥氏体不锈钢是超临界水冷堆的堆内构件的候选材料之一,本文实验以奥氏体不锈钢AL-6XN为对象,研究了氢离子辐照对奥氏体钢微观结构的影响.在290℃和380℃下用100keV的H+2辐照,辐照剂量分别为0.5dpa和1.0dpa(displacement per atom).在29... 详细信息

奥氏体不锈钢是超临界水冷堆的堆内构件的候选材料之一,本文实验以奥氏体不锈钢AL-6XN为对象,研究了氢离子辐照对奥氏体钢微观结构的影响.在290℃和380℃下用100keV的H+2辐照,辐照剂量分别为0.5dpa和1.0dpa(displacement per atom).在290℃下,随辐照剂量增加,位错环平均直径从3.8nm增加到5.6nm,数密度略有下降.在380℃下辐照,产生了大尺寸位错环,随着剂量增加,位错环平均直径和数密度显著增加.实验结果表明,氢离子辐照AL-6XN不锈钢产生的缺陷主要是位错环,随辐照剂量增加,产生的位错环尺寸增大,提高辐照温度有利于位错环的迁移和聚集长大.

关键词：超临界水冷堆 AL-6XN不锈钢辐照位错环

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秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究

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原子能科学技术 2015年第1期49卷 47-50页

作者：毛辉辉卢川张宏亮何培峰中国核动力研究设计院核动力设计研究所四川成都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四川成都610041

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合... 详细信息

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合较好;对于下腔室交混特性,两种差分格式的计算结果均与试验结果差异较大,相对而言,迎风格式的计算结果在最大与最小交混因子方面与试验结果更接近。进一步分析发现,是否考虑主泵引起的螺旋流动很可能是造成计算与试验结果偏差的主要原因。

关键词： CFD方法反应堆下腔室交混

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气泡破裂产生膜液滴理论模型的建立与验证

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原子能科学技术 2015年第11期49卷 2036-2043页

作者：马超薄涵亮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610041 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生膜液滴现象。在明确该过程物理机理及气泡破裂环状物模型基础上,应用瑞利射流不稳定性分析理论结果,通过合理假设,建立了自由液面单气泡破裂产生膜液滴的物理模型。通过引入瑞利断裂... 详细信息

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生膜液滴现象。在明确该过程物理机理及气泡破裂环状物模型基础上,应用瑞利射流不稳定性分析理论结果,通过合理假设,建立了自由液面单气泡破裂产生膜液滴的物理模型。通过引入瑞利断裂时间判据,对时间变量进行离散,数值求解该理论模型,可获得气泡破裂产生膜液滴的初始参数,包括膜液滴数量、尺寸、速度、初始位置。将模型计算结果同已有实验数据对比,二者符合较好,证明了模型的正确性。

关键词：蒸汽发生器气泡破裂膜液滴理论模型

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单气泡破裂产生膜液滴空间分布实验研究

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原子能科学技术 2015年第10期49卷 1766-1771页

作者：马超薄涵亮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610041 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生的膜液滴现象。利用染色液滴撞击熟宣纸表面不洇散特性,加工宣纸纸筒进行稀释墨水中气泡破裂产生膜液滴空间分布实验,并通过后续图片扫描及编写Matlab图像处理程序获得膜液滴在圆柱纸... 详细信息

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生的膜液滴现象。利用染色液滴撞击熟宣纸表面不洇散特性,加工宣纸纸筒进行稀释墨水中气泡破裂产生膜液滴空间分布实验,并通过后续图片扫描及编写Matlab图像处理程序获得膜液滴在圆柱纸筒上的尺寸分布、空间分布信息。通过改变实验条件,讨论分析气泡尺寸及纸筒半径对膜液滴空间分布结果的影响,获得了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生膜液滴空间分布规律。

关键词：蒸汽发生器汽水分离单气泡破裂膜液滴空间分布实验

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微液膜动力学特性与稳定性实验研究

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强激光与粒子束 2015年第8期27卷 271-274页

作者：李华张友佳张林黄洪文中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 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 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。

关键词：共轭光学探测器微液膜动力学稳定性

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基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

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核技术 2015年第8期38卷 89-94页

作者：侯景景王世庆蔡云汪占河向茜刘海峰核工业西南物理研究院成都610041 成都理工大学工程技术学院乐山614000 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

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参... 详细信息

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。

关键词：行波堆 MCNP ORIGEN2 耦合堆芯设计小堆

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