检索结果-内蒙古大学图书馆

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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燃料棒夹楔状态下芯块与包壳相互作用的三维模拟研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 6-10页

作者：马政卿庞华张坤唐昌兵邬周志严峰邢硕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

燃料芯块与包壳的相互作用(PCI)是导致包壳破损的原因之一。燃料芯块开裂产生的碎片可能夹在芯块与包壳的间隙,导致夹楔PCI问题。该问题可能致使包壳局部应力超过限值,增加包壳破损风险。为评估夹楔PCI问题对燃料棒性能的影响,基于多物... 详细信息

燃料芯块与包壳的相互作用(PCI)是导致包壳破损的原因之一。燃料芯块开裂产生的碎片可能夹在芯块与包壳的间隙,导致夹楔PCI问题。该问题可能致使包壳局部应力超过限值,增加包壳破损风险。为评估夹楔PCI问题对燃料棒性能的影响,基于多物理耦合有限元平台MOOSE,建立三维有限元燃料元件性能分析方法,综合考虑辐照效应和热力耦合作用,针对单芯块模型完成了夹楔PCI问题的数值模拟计算。结果表明,夹楔PCI问题会改变包壳中的温度分布、应力分布和应变分布,并会增加包壳中的最大Mises应力和等效蠕变应变,增大燃料棒失效风险。

关键词：燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI) 夹楔多物理耦合有限元平台(MOOSE)

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高温液钠与不锈钢界面润湿机制研究

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原子能科学技术 2024年第9期58卷 1902-1911页

作者：田浪浪马誉高张卢腾朱怡儒唐思邈马在勇潘良明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400044 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 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

钠冷快堆的主要特点是将液态钠作为堆芯冷却剂,因此液态钠与不锈钢固液界面的润湿现象在该堆芯系统中普遍存在。高温液钠在不锈钢界面的润湿性能与结构材料的腐蚀程度、材料自洁以及测量仪器精度等直接相关。本文通过可视化实验和分子... 详细信息

钠冷快堆的主要特点是将液态钠作为堆芯冷却剂,因此液态钠与不锈钢固液界面的润湿现象在该堆芯系统中普遍存在。高温液钠在不锈钢界面的润湿性能与结构材料的腐蚀程度、材料自洁以及测量仪器精度等直接相关。本文通过可视化实验和分子动力学数值模拟的方法,针对高温液钠与不锈钢界面的润湿特性开展研究,结果发现:液钠与不锈钢的润湿转捩(接触角90°)温度在320~335℃附近;不锈钢表面的Cr_(2)O_(3)层会抑制液钠前驱膜的形成,使得液钠等效润湿半径减小,导致液钠与不锈钢界面润湿性变差;随着温度逐渐升高,液钠与Cr_(2)O_(3)层逐渐反应生成NaCrO2,使得液钠与不锈钢界面润湿性转好。

关键词：钠冷快堆液钠不锈钢润湿性接触角

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液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

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核动力工程 2023年第2期44卷 98-103页

作者：邓诗雨卢涛邓坚张喜林朱大欢北京化工大学机电工程学院北京100029 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

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于... 详细信息

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先,采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟,对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型,评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明,Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。

关键词：液态铅铋合金(LBE) 大涡模拟湍流普朗特数模型 RANS湍流模型绕丝燃料组件

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耐事故燃料用于高性能压水堆的分析研究

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核动力工程 2023年第2期44卷 136-144页

作者：尹春雨高士鑫钱立波秦雪吴磊张渝崔怀明肖忠苏光辉西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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

为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明:采用SiC复合包壳+高... 详细信息

为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明:采用SiC复合包壳+高铀密度燃料的方案较好;由于高铀密度燃料(包括UN、U_(3)Si_(2)及UN-U_(3)Si_(2)复合燃料)各自均具有鲜明的特点,其中UN-U_(3)Si_(2)复合燃料在理论上可以成为高铀密度燃料的一大特色,但从中子经济性的角度考虑需要将UN中^(15)N进行富集,而目前的富集技术将大大提高该型燃料的制造成本。因此本研究建议高性能PWR的ATF燃料元件设计宜选择SiC复合包壳+U_(3)Si_(2)燃料的设计方案。

关键词：耐事故燃料 SiC复合包壳高铀密度燃料燃料性能

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铅铋气溶胶动力学实验平台研制与初步参数测量

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核动力工程 2024年第1期45卷 178-185页

作者：王雨晴邓理邻倪木一武杰伟谭怡景福庭夏明明田超中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519080 深圳综合粒子设施研究院广东深圳518107 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

铅铋快堆的一回路冷却剂液态铅铋合金(LBE)受中子辐照会产生放射性核素^(210)Po,^(210)Po具有一定挥发性,有必要深入研究^(210)Po的迁移扩散行为。气溶胶是易挥发放射性核素释放的主要载体,本文基于国内外关于反应堆气溶胶实验平台的设... 详细信息

铅铋快堆的一回路冷却剂液态铅铋合金(LBE)受中子辐照会产生放射性核素^(210)Po,^(210)Po具有一定挥发性,有必要深入研究^(210)Po的迁移扩散行为。气溶胶是易挥发放射性核素释放的主要载体,本文基于国内外关于反应堆气溶胶实验平台的设计运行经验研制了LBE气溶胶动力学实验平台,通过结合扫描电迁移率法和光学散射法,实现了对LBE气溶胶粒子计数与粒径分布的广谱测量。测量结果表明,LBE气溶胶的粒径分布主要为纳米级。通过对测量结果的数据处理,初步开展了LBE气溶胶动力学分析,从而为铅铋快堆放射性气溶胶的后续安全分析提供关键参数。

关键词：铅铋快堆铅铋合金(LBE) 气溶胶动力学核素迁移

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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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多孔弥散微封装燃料元件多场耦合性能分析

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火箭推进 2024年第4期50卷 110-116页

作者：李晨曦李权黄永忠赵波王浩煜刘仕超李垣明陈平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

高温气冷堆是核热推进的主力候选堆型之一,燃料元件的性能直接决定了反应堆的性能,高温气冷堆的燃料元件形式众多,高安全性的弥散微封装燃料在高温气冷堆中具有极高的应用前景。因此,有必要针对高温气冷堆用弥散微封装燃料开展研究。提... 详细信息

高温气冷堆是核热推进的主力候选堆型之一,燃料元件的性能直接决定了反应堆的性能,高温气冷堆的燃料元件形式众多,高安全性的弥散微封装燃料在高温气冷堆中具有极高的应用前景。因此,有必要针对高温气冷堆用弥散微封装燃料开展研究。提出将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体的多孔弥散微封装燃料的设计方案,并基于有限元分析软件COMSOL建立了三维热流固耦合分析模型,初步实现了该燃料元件性能分析,开展了不同冷却剂流量下的燃料元件热力行为分析。结果表明:流量越高,燃料元件最高温度越低,分别为1 340、1 250、1 180 K,远低于SiC材料熔点,无熔化风险;六棱柱内部的温度分布相对均匀,而六棱柱6个角处的温度分布相对不均匀;基体最大主应力出现在冷却剂流道周围,最大主应力最大值为95.6 MPa,其余位置整体最大主应力较小,最大主应力低于SiC材料断裂强度。

关键词：棱柱型多孔弥散微封装燃料多场耦合

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运行温度对钠热管内工质蒸发调节系数影响的实验研究

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原子能科学技术 2024年第10期58卷 2106-2112页

作者：马在勇周政马誉高吴奇张卢腾连强唐思邈潘良明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400044 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 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

钠热管在相关小型化、无人化核反应堆平台上有着良好的应用前景,其工质蒸发调节系数的准确性对于钠热管分析具有重要的意义。而蒸发调节系数受温度的影响显著,为此,通过实验方法研究了不同温度对钠热管内钠蒸发调节系数的影响。通过改... 详细信息

钠热管在相关小型化、无人化核反应堆平台上有着良好的应用前景,其工质蒸发调节系数的准确性对于钠热管分析具有重要的意义。而蒸发调节系数受温度的影响显著,为此,通过实验方法研究了不同温度对钠热管内钠蒸发调节系数的影响。通过改变加热功率、倾角、加钠量、丝网等参数,测量了稳态工况下的轴向外壁面温度及气相温度。采用不同蒸气温度取值方法,结合外壁面温度测量值,基于HertzKnudsen-Schrage方程获得了蒸发调节系数的实验值。分析表明,使用蒸发段局部气相温度作为蒸气温度获得的蒸发调节系数受管内工况及丝网参数影响较小,蒸发调节系数的对数值与对数饱和压力满足良好的线性关系;使用绝热段壁面温度或绝热段气相温度作为蒸气温度获得的蒸发调节系数,在550℃以下时受轴向导热热阻及液钠润湿不佳的影响,数值偏小但依然满足对数线性关系,而在高于550℃时液钠良好润湿性带来的轴向铺展可显著增大蒸发调节系数,此时丝网的作用较为明显。通过拟合实验数据,建立了不同温度下的蒸发调节系数的经验关系式。

关键词：钠热管蒸发调节系数实验研究模型开发

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旋向对螺旋管束内铅铋流动传热特性影响的数值模拟研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 57-61页

作者：沈聪刘茂龙程坤刘利民徐子伊顾汉洋上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)被广泛应用于液态金属反应堆的设计中,其中相邻的径向螺旋管束可以布置为同一旋向或相反旋向,不同的旋向策略会影响到蒸汽发生器壳侧的流动行为。为探究不同旋向对螺旋管束中铅铋流动与传热特性的影响,... 详细信息

螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)被广泛应用于液态金属反应堆的设计中,其中相邻的径向螺旋管束可以布置为同一旋向或相反旋向,不同的旋向策略会影响到蒸汽发生器壳侧的流动行为。为探究不同旋向对螺旋管束中铅铋流动与传热特性的影响,采用剪切应力输运(SST k-ω)模型、湍流模型和Kays湍流普朗特数(Prt)模型对其进行数值模拟研究。首先通过现有液态金属横掠棒束实验对数值方法进行了验证;其次建立了同一旋向和交替旋向2种螺旋管束模型,比较了其传热和阻力的差异;最后从流场的角度对产生差异的原因进行了分析。结果表明,交替旋向的螺旋管束中的阻力和传热分别比同一旋向管束高7.1%和4.4%,这是因为交替旋向管束中的速度场更均匀且湍流交混更强。

关键词：螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG) 铅铋旋向策略数值模拟

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