检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第5期45卷 199-205页

作者：徐奇伟刘升罗凌雁于天达付国忠杨云赵一舟重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆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成都610213

核反应堆中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方... 详细信息

核反应堆中的控制棒驱动机构(CRDM)长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中,为有效预防其因温度过高而造成损坏,需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计,以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方法。首先计算得到温升分析中所需热源参数;然后解算不同区域中的热阻,构建CRDM的等效热网络模型,实现对CRDM温度的快速精确估计;最后利用有限元分析(FEA)方法对结果进行验证。验证结果表明,所提出的CRDM温度估计方法具有较高的精度,可为后续新型结构设计和可靠性分析提供理论依据。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 等效热网络法温度估计有限元分析(FEA)

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反应堆用新型自感式棒位探测器涡流效应分析

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核动力工程 2024年第1期45卷 156-163页

作者：张艺璇徐奇伟唐健凯刘彦霆黄思语罗凌雁重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆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成都610213

目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了反应堆小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈... 详细信息

目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题,严重阻碍了反应堆小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器,采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构,其中两组线圈相互独立,利用线圈电感随驱动杆移动的线性变化来实现连续棒位测量。通过量化驱动杆上的磁趋肤效应,推导基于涡流效应的自感式棒位探测器数学模型;搭建有限元仿真模型验证数学模型的准确性,研究驱动杆温升、探测线圈关键结构参数对探测器测量精度的影响,发现不同温升下线圈电感变化由驱动杆相对磁导率和电导率共同作用,线圈匝数增加有利于提高线圈电感变化量,线圈间距增加使线圈电感灵敏度先增加后减小,结合上述规律优化探测器结构;制造样机完成试验验证,结果表明两组线圈均具有0.14 mH/10 mm的电感分辨率,可实现10 mm的位移辨识精度。本研究可以为自感式棒位探测器在小型核反应堆中的应用提供参考。

关键词：反应堆棒位探测器涡流效应电感解析计算

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超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 81-87页

作者：冯梦娇刘旻昀黄善仿黄彦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成都610213 清华大学工程物理系北京100084 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

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模... 详细信息

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模型进行数值模拟,分析喷射器的性能,探究尺寸参数对喷射器性能的影响。结果表明,四级串联的喷射器能依次将0.5 MPa泄漏气体加压至2.0、4.4、6.0、8.0 MPa,实现泄漏气体的回收利用;喷射器背压小于临界压力时,引射比不受背压影响,喷射器背压大于临界压力时,引射比随背压的增大而急剧减小;引射比随入口截面的减小而增大,随喷嘴收缩角的增大先增大后减小,在收缩角为20°时,引射比达到最大。

关键词：超临界二氧化碳泄漏气体多级喷射器结构优化

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核级管道焊缝可检率优化研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 237-241页

作者：武相崔聪邬芝胜蔡鼎阳赵千里干依燃苏应斌肖韵菲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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分... 详细信息

核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求,而且影响焊缝全寿期内的状态监测,不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例,采用描述统计的方法,对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分析结果表明焊缝检测成像障碍是造成焊缝不可检的主要因素,焊缝检测不可达因素次之;形成原因涉及设计、安装、结构功能性和设备结构特性等多个方面。针对性提出的优化措施可将焊缝可检率由65.5%至少提升至74%,有效提高了焊缝可检率,保障了系统运行安全。

关键词：可检率核级管道焊缝成像障碍不可达

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单根螺旋管内沸腾两相流动不稳定性实验研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 61-68页

作者：郑鹏德汤琪芬李振中汪宁远陈德奇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成都610213

加热通道内发生沸腾相变时会出现流动不稳定,研究螺旋管内沸腾两相流动不稳定过程对螺旋管式直流蒸汽发生器的设计和运行具有重要意义。本文通过在热工实验平台中开展单根螺旋管内的沸腾两相流动实验,研究螺旋管内发生沸腾两相流动时的... 详细信息

加热通道内发生沸腾相变时会出现流动不稳定,研究螺旋管内沸腾两相流动不稳定过程对螺旋管式直流蒸汽发生器的设计和运行具有重要意义。本文通过在热工实验平台中开展单根螺旋管内的沸腾两相流动实验,研究螺旋管内发生沸腾两相流动时的流动不稳定现象,通过实验分析加热功率上升过程中螺旋管内流量压降等参数在不同时刻的变化规律以及频谱特征,并将发生的沸腾两相流动不稳定性进行分类。结果表明在实验参数范围:压力为0.1~3MPa、流量为300~1200kg/h、入口过冷度为20~100℃、实验段加热功率为0~200kW时,螺旋管加热通道内随着功率的增加会先出现流量漂移不稳定性,当流量漂移至另一流量值后,在低出口含汽率情况下会出现高频低振幅的密度波振荡,在高含汽率下会出现低频高振幅的密度波振荡。通过实验研究还发现入口过冷度、入口流量以及系统压力的增加均会提高系统的稳定性。

关键词：螺旋管流动沸腾流动不稳定性密度波振荡

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基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

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核动力工程 2024年第2期45卷 103-109页

作者：黄哲梁铁波杨雯卢川李洋何中海沈昕上海交通大学机械与动力工程学院上海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

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次... 详细信息

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明:稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。

关键词：铅铋快堆直流蒸汽发生器热工水力分析分布参数模型

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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

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核动力工程 2024年第4期45卷 103-110页

作者：栾行健王文宋嘉豪韩菲蒋二辉程坤杨帆上海交通大学机械与动力工程学院上海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

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。

关键词：蒸汽发生器自然循环反流倒U型流量分配

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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 267-273页

作者：王泽锋邓坚邱志方陈曦王啸宇陈建达熊进标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 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA... 详细信息

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度,分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大;随着固体热物性(ρcp)w的增大,骤冷时间增大,最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性,其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。

关键词：事故容错燃料(ATF) 固体热物性骤冷行为最小膜态沸腾温度

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预氧化锆合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 142-154页

作者：王俊王志国蔡振兵李正阳任全耀刘晓红焦拥军西南交通大学摩擦学研究所成都610031 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

为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化... 详细信息

为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况,采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳,并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验,测量了基材以及经过不同时间预氧化后包壳的体积磨损系数。研究结果表明,预氧化之后包壳表面硬度比基体提高了2~3倍,而磨损系数降低了约90%。在包壳表层生成的一层致密氧化层是导致其磨损系数变化的重要原因,氧化时间越长,氧化层越厚,氧化时间为200 d的包壳磨损系数最低。此外,氧化层的存在导致锆合金包壳在高温高压水环境下的微动磨损机理从严重磨粒磨损和分层转变为轻微磨粒磨损和粘着磨损。

关键词：预氧化锆合金高温高压水微动磨损

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热管堆固态堆芯燃料辐照-热-力耦合性能分析

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核技术 2024年第7期47卷 99-107页

作者：杨轩李权李晨曦章静巫英伟贺亚男郭凯伦苏光辉田文喜秋穗正西安交通大学能源与动力工程学院西安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

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而... 详细信息

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而发生较大非线性改变,且两者相互影响,因此基体在服役过程中的多物理场耦合的辐照-热-力行为复杂。本文基于有限元多物理场分析软件针对固态堆芯燃料开展辐照-热-力耦合分析,考虑UO2芯块与316不锈钢基体的辐照变形效应以及蠕变效应,并在固态堆芯间隙中引入间隙传热模型,探究固态堆芯寿期内间隙变化特点以及传热和力学耦合作用特性。结果显示:基体与燃料包壳的完全接触会导致芯块温度上升以及基体与包壳蠕变现象加强,燃料棒周围平均热管数量较少会导致附近区域较高的温度和应力分布,且寿期中该区域包壳因燃料棒内压和基体-包壳接触压力具有蠕变失效风险。分析结果表明间隙接触会对热管堆固态堆芯的传热和力学性能造成影响,甚至提高包壳的失效风险。

关键词：固态堆芯辐照-热-力耦合燃料棒间隙传热数值模拟

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