检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第1期44卷 97-103页

作者：周旭彭航杜华邓强张志强刘彦霆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

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承... 详细信息

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承滚动体与内外滚道间的运动特性,并基于Archard磨损模型构建转动装置运行工况下的轴承磨损分析模型,采用磨损迭代的方法得到轴承滚道与滚动体之间的磨损特性。研究结果表明,采用本文建立的轴承磨损寿命分析方法得到的轴承磨损寿命与试验结果符合较好,能够用于核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析。

关键词：控制棒转动装置轴承数值仿真接触力学分析磨损寿命

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堆外核探测器中子灵敏度计算模型研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 272-278页

作者：刘耀隆陈智黄有骏林超高志宇罗庭芳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 南华大学湖南衡阳421200

本研究以蒙特卡罗方法为基础,提出了一种中子灵敏度计算模型,用于堆外核探测器核性能设计研究。首先,基于探测器物理原理,得到中子灵敏度的影响因素;在此基础上,分析探测器孔道处中子场特性,提出中子灵敏度计算模型;对计算模型进行讨论... 详细信息

本研究以蒙特卡罗方法为基础,提出了一种中子灵敏度计算模型,用于堆外核探测器核性能设计研究。首先,基于探测器物理原理,得到中子灵敏度的影响因素;在此基础上,分析探测器孔道处中子场特性,提出中子灵敏度计算模型;对计算模型进行讨论得到其不确定度分析。最后对模型展开验证,结果表明计算得到的中子灵敏度与实测数据的误差在可接受范围内,验证了模型的可行性。

关键词：蒙特卡罗方法堆外核探测器中子灵敏度不确定度分析

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残余气孔对TRISO颗粒高温堆内热-力学行为影响研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 155-161页

作者：赵艳丽刘仕超李垣明唐昌兵路怀玉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

为了明确SiC层中可能出现残余气孔对三向同性燃料(TRISO)颗粒堆内性能影响,确定残余气孔的临界尺寸,本文采用多物理场耦合COMSOL软件对含有残余气孔的TRISO颗粒的堆内行为进行数值模拟,以分析TRISO颗粒裂变气体、CO释放量及内压和残余... 详细信息

为了明确SiC层中可能出现残余气孔对三向同性燃料(TRISO)颗粒堆内性能影响,确定残余气孔的临界尺寸,本文采用多物理场耦合COMSOL软件对含有残余气孔的TRISO颗粒的堆内行为进行数值模拟,以分析TRISO颗粒裂变气体、CO释放量及内压和残余气孔尺寸对TRISO颗粒包覆层应力分布的影响。分析结果表明,在辐照后期,TRISO颗粒的CO释放比例远高于裂变气体原子,颗粒内压可达49.5 MPa。残余气孔的存在使得碳化硅(SiC)层、内致密热解碳(IPyC)层和外致密热解碳(OPyC)层应力迅速增大,尤其是SiC层,当残余气孔尺寸达到9μm时,SiC层最大应力达600 MPa,远高于其本征强度;当残余气孔尺寸为5μm时,SiC层的最大应力约为450 MPa,与其本征强度相当。因此,在制备过程中为保证SiC层的结构完整性,SiC层的残余气孔尺寸应小于5μm。

关键词：三向同性燃料(TRISO)颗粒残余气孔应力状态辐照变形

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超高通量快中子试验堆堆芯初步概念设计

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核动力工程 2023年第2期44卷 222-226页

作者：蔡云王连杰汪量子夏榜样娄磊张斌张策胡钰莹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

针对先进核能系统发展需要,提出了超高通量堆的堆芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计,设置宽流道保证堆芯冷却剂占有较高的体积份额。堆芯采用52盒燃料组件,设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过堆芯概念设计方案评价... 详细信息

针对先进核能系统发展需要,提出了超高通量堆的堆芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计,设置宽流道保证堆芯冷却剂占有较高的体积份额。堆芯采用52盒燃料组件,设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过堆芯概念设计方案评价,结果表明堆芯循环长度可达100EFPD(等效满功率天),所提出的超高通量堆的最大中子注量率可达到1.08×10^(16)cm^(−2)·s^(−1)。

关键词：超高通量堆初步概念设计中子注量率

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CSR150反应性控制研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 95-100页

作者：卢迪王连杰夏榜样黄彦平姚磊刘鑫尧周亚婧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核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应... 详细信息

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究,提出控制棒分区设计方案,采用富集硼作为安全棒吸收体材料,提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知,本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。

关键词：超临界水冷堆超临界水冷技术示范堆(CSR150) 可燃毒物控制棒富集同位素反应性控制

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新型锆合金包壳蠕变性能评价方法研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 234-239页

作者：邢硕蒲曾坪张坤焦拥军戴训何梁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

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型,本文根据新型锆合金的蠕变试验数据,研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的堆内外蠕变行为,采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究,从蠕变行... 详细信息

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型,本文根据新型锆合金的蠕变试验数据,研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的堆内外蠕变行为,采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究,从蠕变行为本构方程出发,研究并建立了新型锆合金包壳蠕变的初步评价方法,并进行了初步验证。验证结果表明:预测值和测量值符合较好,最大相对偏差在25%以内,模型符合锆合金堆内蠕变行为的变化。本研究建立了新型锆合金包壳蠕变模型,表达了其堆内蠕变规律,为新型锆合金的堆内行为的预测提供了支持。

关键词：新型锆合金蠕变评价方法验证

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二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

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核动力工程 2023年第3期44卷 160-164页

作者：鲜麟李峰喻娜吴清邱志方邓坚卢毅力李海颖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

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软... 详细信息

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关,管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程,并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明,各方案均能实现系统功能,在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点,结合工程实际,管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。

关键词： ARSAC软件二次侧非能动余热排出系统(PRS) 全厂断电

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环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计

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核动力工程 2023年第2期44卷 227-231页

作者：王连杰蔡云汪量子夏榜样娄磊张斌张策胡钰莹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

基于环形燃料元件,提出了一种超高通量堆(UFR)堆芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件,堆芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价,给出了堆芯循环长度、中子注量率、... 详细信息

基于环形燃料元件,提出了一种超高通量堆(UFR)堆芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件,堆芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价,给出了堆芯循环长度、中子注量率、中子能谱、中子空间分布等关键参数。结果表明,在当前的总体参数下所提出的UFR的最大中子注量率可达到1.0×10^(16)cm^(−2)·s^(−1)。

关键词：环形燃料元件超高通量堆(UFR) 概念设计中子注量率

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基于ROERE模型的反应堆信息抽取方法研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 252-257页

作者：李聪李思佳徐浩然颜雄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 四川大学成都610065

反应堆设计领域的文本中存在着大量价值信息需要被挖掘,而非结构化的存储形式给信息提取工作造成了极大的困难。传统基于人工规则的信息抽取方法难以在复杂数据的处理上产生效率,需要采用人工智能的技术方法来克服这些问题。本文针对反... 详细信息

反应堆设计领域的文本中存在着大量价值信息需要被挖掘,而非结构化的存储形式给信息提取工作造成了极大的困难。传统基于人工规则的信息抽取方法难以在复杂数据的处理上产生效率,需要采用人工智能的技术方法来克服这些问题。本文针对反应堆主设备文本数据,分析了数据特征并提出信息抽取面临的单实体重叠问题,基于CasRel模型增加了关系信息和关系导向模块,得到改进后的ROERE模型,通过对不同模型的实验验证,表明在模型中融合关系信息和关系导向模块的改进策略是有效的,能够更准确且全面地识别和预测三元组,从而提高反应堆主设备信息抽取的准确率和召回率。

关键词： ROERE模型信息抽取反应堆设计文本

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热管反应堆用钼铼合金的研究进展

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材料导报 2023年第2期37卷 97-105页

作者：邱玺高士鑫李权李垣明李文杰辛勇中国核动力研究设计院成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

热管反应堆是一种采用热管将堆芯产生的热量传导至反应堆二回路或热电转换装置的新型固态反应堆,具有设计结构紧凑、固有安全性高、运行特性简单等特点,在星表能源、深海探测和陆基电源等新兴领域具有广阔应用前景,因而成为目前国内外... 详细信息

热管反应堆是一种采用热管将堆芯产生的热量传导至反应堆二回路或热电转换装置的新型固态反应堆,具有设计结构紧凑、固有安全性高、运行特性简单等特点,在星表能源、深海探测和陆基电源等新兴领域具有广阔应用前景,因而成为目前国内外重点研发的新型反应堆之一。钼铼合金是在金属钼中添加元素铼形成的一种二元固溶体合金,铼元素独特的“铼效应”使钼铼合金在兼具钼合金优异高温力学性能的同时,还具备其他钼合金不具有的良好低温加工性能。同时,钼铼合金在高温下与UO_(2)、UN、UC等核燃料以及热管传热工质碱金属Li、Na、K等都具有良好的相容性,并且铼元素还是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆发生事故时的临界风险,因而成为国内外众多热管反应堆尤其是高温空间热管反应堆堆芯的设计材料。本文对热管反应堆用钼铼合金的研究现状及进展进行了归纳总结与梳理,包括钼铼合金的成分及相结构、钼铼合金的制造加工工艺、钼铼合金的热物理性能和力学性能等堆外性能,并对钼铼合金中子学特性、辐照性能、与燃料及热管传热工质的相容性等堆内应用性能研究现状进行了介绍。最后对钼铼合金未来的研究方向进行了展望,以期为钼铼合金的研发和工程应用提供参考。

关键词：热管反应堆钼铼合金制造加工力学性能辐照性能

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