检索结果-内蒙古大学图书馆

科技创新与应用 2023年第36期13卷 23-26页

作者：曾志川龙虹君田旭峰刘佳马文桂周静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

基于回旋行波管的基本原理,选择准光波导作为高频结构。选择中心频点0.34 THz进行太赫兹准光回旋行波管输入耦合器研究。准光波导工作模式选择为TE06模,选取波纹波导、镜面天线的准光注入结构结构,实现在8 GHz的工作带宽内,回旋行波管... 详细信息

基于回旋行波管的基本原理,选择准光波导作为高频结构。选择中心频点0.34 THz进行太赫兹准光回旋行波管输入耦合器研究。准光波导工作模式选择为TE06模,选取波纹波导、镜面天线的准光注入结构结构,实现在8 GHz的工作带宽内,回旋行波管输入耦合器激励的工作模式达到输入模式功率的50%以上,且最高注入效率达到68%,证明该结构有效性。

关键词：太赫兹准光波导回旋行波管输入耦合器波纹波导

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高温下锆合金包壳切向微动磨蚀行为研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 82-87页

作者：任全耀蒲曾坪焦拥军郑美银陈平韩元吉刘孟龙庄文华郭相龙张乐福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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

核燃料组件在服役过程中,定位格架夹持结构与燃料棒之间的微动磨蚀是导致燃料棒包壳破损的第一大因素,约占燃料棒包壳失效的54.8%。本文针对不同夹持结构对锆合金包壳管的切向微动磨蚀行为,开展了高温高压水化学环境下的磨蚀试验研究,... 详细信息

核燃料组件在服役过程中,定位格架夹持结构与燃料棒之间的微动磨蚀是导致燃料棒包壳破损的第一大因素,约占燃料棒包壳失效的54.8%。本文针对不同夹持结构对锆合金包壳管的切向微动磨蚀行为,开展了高温高压水化学环境下的磨蚀试验研究,对比分析了曲面与平面夹持结构在不同夹持力条件下包壳管磨痕形貌、磨蚀体积、磨蚀深度等关键参数。研究结果表明,曲面夹持结构对燃料棒包壳的磨蚀以磨粒磨损、片层状脱落、“犁沟”效应为主;平面结构以“犁沟”效应、片层状脱落为主,磨粒磨损较少;此外,相同条件下曲面夹持结构的最大磨蚀深度大于平面夹持结构。

关键词：切向微动磨蚀夹持结构锆合金包壳磨痕

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基于NASPIC的反应堆保护系统数字化旁通设计研究

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仪器仪表用户 2023年第10期30卷 17-20页

作者：姜静何玉鹏臧锴钰贾小东关朦朦彭浩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

旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通... 详细信息

旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通指令的开关量,由硬接线采集后,对应的信号质量位变为坏点,涉及的停堆和专设驱动逻辑退化。由于硬接线旁通信号数量庞大,不仅占据设备安装空间和信号通道,还存在维护不便等诸多问题。基于NASPIC平台的设备特性,充分发挥数字化系统的优势,提出一种全新的数字化旁通设计方案,不仅简化了设计、制造、维护的难度,节约了机柜安装空间,还提高了设备的集成度,对于后续华龙一号核电厂批量建设具有重要的借鉴意义。

关键词：华龙一号反应堆保护系统数字化旁通安全显示单元

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棒束通道流型转变模型在高温高压条件下的应用探析

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科技视界 2023年第10期 71-76页

作者：张玉龙赖建永刘明皓刘航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

两相流流型能够表征两相界面流动结构在稳态时的几何形状,而这种界面结构将极大影响两相流流场、热传递、压降以及其他两相流特性。尽管它不能够充分反映界面结构的动态变化,但为稳态充分发展两相流流动的数学关系及界面面积输运模型的... 详细信息

两相流流型能够表征两相界面流动结构在稳态时的几何形状,而这种界面结构将极大影响两相流流场、热传递、压降以及其他两相流特性。尽管它不能够充分反映界面结构的动态变化,但为稳态充分发展两相流流动的数学关系及界面面积输运模型的开发提供清晰的边界条件,流型以及其转变特征也成为研究传热传质的重要基础性工作之一。但目前对于棒束通道的流型转变特性主要集中于常温常压条件下,与实际电厂运行条件不符。基于文献中的两种流型转变模型,文章对高温高压条件下的流型转变特性开展了研究工作,将两种机理模型与TRACE code中流型图进行了对比分析。

关键词：棒束通道流型转变高温高压 TRACE

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核电厂安全级DCS平台的1oo2D架构设计研究

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自动化与仪表 2023年第6期38卷 1-4,56页

作者：胡清仁彭浩张旭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

为保证核电厂的安全和可靠运行,有效克服单一故障影响,核电厂安全级DCS系统必须充分考虑冗余性设计。根据相关标准对于1oo2D的架构要求,该文对1oo2D架构设计进行研究,提出了一种适用于核电安全级DCS系统的1oo2D架构设计思路,详细地就输... 详细信息

为保证核电厂的安全和可靠运行,有效克服单一故障影响,核电厂安全级DCS系统必须充分考虑冗余性设计。根据相关标准对于1oo2D的架构要求,该文对1oo2D架构设计进行研究,提出了一种适用于核电安全级DCS系统的1oo2D架构设计思路,详细地就输入信号的表决机制进行说明,就冗余主控模块的表决处理、数据比较进行描述,同时还对输出信号的诊断和切除方式进行描述,为后续的1oo2D平台详细设计提供指导。

关键词：核电厂 1oo2D 表决

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基于竖直圆管空气-水两相流实验的相间曳力模型研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1499-1505页

作者：张卢腾黄涛张牧昊祝文何清澈许汪涛孙皖马在勇丁书华李仲春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 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 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现... 详细信息

研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现“核峰型”分布,而界面面积浓度并没有表现出随流速的单调关系。进一步开发了泡状流和弹状流的相间曳力模型,考虑了液相表观流速与管径对气泡尺寸分布的影响,建立了临界韦伯数与不同液相流速的关系。计算得到的空泡份额和界面面积浓度与实验数据整体符合较好,验证了模型的可靠性,为两相流相间阻力特性研究提供参考意义。

关键词：两相流竖直圆管相间曳力空泡份额界面面积浓度

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基于高精度统计学抽样方法的快堆MET-1000敏感性与不确定度分析

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核科学与工程 2023年第1期43卷 49-56页

作者：常长城马续波吴屈周峰彭星杰朱润泽华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

国际上为了研究快中子反应堆物理计算过程中重要物理参数的不确定度大小,提出了MET-1000基准题。本文采用一种新的高精度统计学抽样方法自主开发了快堆堆芯物理计算不确定度分析程序SUFR1.0,对MET-1000基准题重要响应参数进行了敏感性... 详细信息

国际上为了研究快中子反应堆物理计算过程中重要物理参数的不确定度大小,提出了MET-1000基准题。本文采用一种新的高精度统计学抽样方法自主开发了快堆堆芯物理计算不确定度分析程序SUFR1.0,对MET-1000基准题重要响应参数进行了敏感性系数及不确定度计算,计算的响应量包括有效增殖因子、钠空泡反应性、多普勒常数、控制棒价值、中子寿命、缓发中子份额及功率分布。计算结果表明:采用高精度统计学抽样方法,即使采用较少的样本数量(33群,采用了50个样本),计算得到的各参数的不确定度大小与国际上其他参考解的结果吻合较好,初步验证了采用高精度统计学抽样方法开发的SUFR1.0程序具备快堆不确定度分析的工程应用的可行性。

关键词：统计学抽样法 SUFR 敏感性分析不确定度分析

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基于“分层式服务”的堆芯软件架构技术研究

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电子技术应用 2024年第S01期50卷 44-49页

作者：芦韡邱志勇刘婷李庆安萍祁海峰中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

基于核反应堆堆芯三维中子学软件在不同场景下的研发与应用需求,提出一种基于“分层式服务”的软件架构,对堆芯先进节块法软件CORCA-3D进行分层设计以及应用层与算法层的解耦,基于该架构针对典型仿真计算场景下的软件原型系统进行设计实... 详细信息

基于核反应堆堆芯三维中子学软件在不同场景下的研发与应用需求,提出一种基于“分层式服务”的软件架构,对堆芯先进节块法软件CORCA-3D进行分层设计以及应用层与算法层的解耦,基于该架构针对典型仿真计算场景下的软件原型系统进行设计实现,结合反应堆的实际工况变化进行功能性能测试,验证了软件架构的可行性与良好的扩展性。

关键词：分层式服务软件架构 CORCA-3D

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热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析

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原子能科学技术 2021年第S02期55卷 189-195页

作者：柴晓明马誉高韩文斌谢碧衡刘旻昀余红星黄善仿刘余杨韵佳徐青蓝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 清华大学工程物理系北京100084

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方... 详细信息

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方法。应用核热力耦合方法,对KRUSTY热管堆进行稳态分析。结果表明,正常工况下,堆芯从冷态到热态变化过程中,核热力反应性反馈约为-850 pcm,其中堆芯热膨胀效应约占总反馈的90%。核热力耦合分析表明,热膨胀效应是固态堆芯负反馈与自稳调节的主导效应,但另一方面,显著的热应力将威胁堆芯完整性从而影响反应堆安全。在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能。

关键词：热管冷却反应堆核热力耦合热管模型

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基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 277-281页

作者：陈宝文邓坚凌煜凡胡宝珑王天石朱恩平王婷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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面... 详细信息

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。

关键词：铅基快堆堵流事故计算流体力学(CFD)

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