检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 1-6页

作者：卢川王仲辉于俊崇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

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化... 详细信息

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化配置等共同发展规律,并从管理模式、技术路线以及发展趋势等方面挖掘提炼出美国和前苏联/俄罗斯船用核动力技术遵循的一系列共性特点和差异化特征,可为船用核动力发展提供一定的参考和启示。

关键词：船用核动力特征规律启示

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SiC复合包壳热冲击行为分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 107-112页

作者：刘仕超庞华周毅李垣明何梁张坤涂腾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SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温... 详细信息

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明,热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层(CVI层)与化学气相沉积层(CVD层)厚度比例增大而增大,当CVI层与CVD层厚度比为9:1时,SiC复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa;热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大,当热冲击温度为1200 K时,产生的环向应力达112.7 MPa;热冲击过程中端塞处有明显应力集中,其径向应力达22.3 MPa,高于文献报道的结合强度(20~25 MPa),是导致端塞连接处失效的主要原因。

关键词：热冲击 SiC复合包壳 COMSOL

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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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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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基于CORCA的带固定中子源堆芯求解与共轭计算的软件实现

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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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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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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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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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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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超临界压水堆改进型控制棒组件落棒过程计算分析研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 113-117页

作者：郑乐乐岳题朱发文秦勉李翔刘孟龙黄山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

为验证超临界压水堆改进型控制棒组件能否实现预期水力缓冲功能,采用计算流体力学分析软件Fluent、基于6自由度(6DOF)模型的铺层法动网格技术,对其落棒过程进行研究,分析了控制棒组件落棒时间和落棒末速度。结果表明:相比改进前的设计,... 详细信息

为验证超临界压水堆改进型控制棒组件能否实现预期水力缓冲功能,采用计算流体力学分析软件Fluent、基于6自由度(6DOF)模型的铺层法动网格技术,对其落棒过程进行研究,分析了控制棒组件落棒时间和落棒末速度。结果表明:相比改进前的设计,改进型控制棒组件落棒时间虽有所增大,但仍然能满足安全要求;落棒末速度大幅下降,落棒冲击力降低,从而能够保证控制棒组件及燃料组件的结构完整性。改进型控制棒组件的设计能够实现预期的水力缓冲功能,可用于超临界压水堆堆芯设计。

关键词：超临界压水堆改进型控制棒组件落棒时间落棒冲击力动网格

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