检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第5期40卷 184-186页

作者：黄宗仁刘昌文赖建永李峰王啸宇李燕李海颖冷贵君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

介绍了国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新... 详细信息

介绍了国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。

关键词：华龙一号调试首堆试验研究与设计

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耐事故燃料用Cr涂层锆合金包壳研究进展

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核技术 2022年第3期45卷 1-12页

作者：段振刚陈平周毅高士鑫焦拥军尹春雨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

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包... 详细信息

2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。

关键词： Cr 涂层燃料包壳耐事故燃料核燃料

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超临界水堆CSR1000堆芯设计优化

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核动力工程 2016年第5期37卷 161-166页

作者：王连杰卢迪陈炳德姚栋赵文博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610041

利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、功率分布、最大燃料包壳温度和最大线功率密度等稳态性能,并给出与组件功率相匹配的第II流程冷却剂流量... 详细信息

利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、功率分布、最大燃料包壳温度和最大线功率密度等稳态性能,并给出与组件功率相匹配的第II流程冷却剂流量分配方案。研究表明,采用本文所述燃料组件及堆芯设计优化方法,可以有效延长堆芯燃耗寿期。

关键词：超临界水堆堆芯设计优化稳态性能堆芯寿期

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基于正电子衰变核素的符合探测效率研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 246-252页

作者：卓祥林青先国杨振雷包超蒋天植李进卢佳玮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

为了降低一回路压力边界冷却剂泄漏监测的测量下限,本文基于正电子衰变核素开展了符合探测效率研究。为了提高符合探测效率,采用蒙特卡罗程序Geant4对符合探测装置中的粒子输运过程进行了仿真模拟分析,研究了符合探测装置结构和探测器... 详细信息

为了降低一回路压力边界冷却剂泄漏监测的测量下限,本文基于正电子衰变核素开展了符合探测效率研究。为了提高符合探测效率,采用蒙特卡罗程序Geant4对符合探测装置中的粒子输运过程进行了仿真模拟分析,研究了符合探测装置结构和探测器属性对符合探测效率的影响。研究结果表明:通过在滤纸源两侧添加β+吸收层可明显提升符合探测效率,采用0.5 mm厚度的铝或0.2 mm厚度的铁作为β+吸收层时符合探测效率最佳;由于不同类型探测器的能量分辨率存在差异,因此不同类型探测器达到最佳符合探测效率时的能量窗系数不同,NaI(Tl)最佳能量窗系数为14%,BGO最佳能量窗系数为26%,LaBr3(Ce)最佳能量窗系数为7%。本研究成果可为以18F核素为放射性示踪剂的一回路压力边界泄漏监测系统探测装置结构设计及符合判断逻辑设计提供参考。

关键词：一回路压力边界泄漏监测符合探测效率闪烁体探测器正电子源 Geant4

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基于数字化控制的核电厂棒控电源柜研究与设计

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核动力工程 2019年第1期40卷 110-115页

作者：许明周黄可东郑杲李国勇李梦书何佳佶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

针对在运行的棒控电源柜存在适用性差、负载输出动态响应速度慢、抗干扰能力差等缺点,设计了一种控制架构采用可编程逻辑控制(PLC)和数字化处理(DSP)技术,主电路采用快速能量吸收回路和双闭环控制方法的棒控电源柜,将该电源柜与ACP1000... 详细信息

针对在运行的棒控电源柜存在适用性差、负载输出动态响应速度慢、抗干扰能力差等缺点,设计了一种控制架构采用可编程逻辑控制(PLC)和数字化处理(DSP)技术,主电路采用快速能量吸收回路和双闭环控制方法的棒控电源柜,将该电源柜与ACP1000控制棒驱动机构(CRDM)进行冷热态机电配合试验,试验结果表明,该电源柜满足三代核电的运行要求,且有效改善了在运行的棒控电源柜的不足。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 棒控电源柜可编程逻辑控制和数字化处理(PLC+DSP)控制架构

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热管堆固态堆芯典型栅元设计优化

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核动力工程 2021年第6期42卷 87-92页

作者：黄永忠李垣明李文杰李权柴晓明赵波唐昌兵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

热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大,本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型,对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结... 详细信息

热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大,本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型,对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结果表明,尽管高热导率的液态钠填充装配间隙能够有效降低燃料包壳和芯块温度,但热应力反而可能增大;圆管插入液态钠方案的热力学性能最优;固态堆芯方案中,六角管拼接氦气填充方案的热力学性能最优。

关键词：固态堆芯热管燃料元件热力耦合优化分析

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核安全级DCS设备危险频率下的电接触摩擦学特性

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中国机械工程 2024年第11期35卷 2063-2070页

作者：王东伟李发强赵阳黄起昌汪凡雨刘滨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

为研究核安全级分布式控制系统(DCS)设备中的电接触摩擦学特性,对核安全级DCS设备的危险频率进行了评估。建立了一套球面电接触摩擦学试验装置,在危险频率下进行了一系列载流摩擦学试验,探索不同电流作用下界面摩擦磨损特性。研究结果表... 详细信息

为研究核安全级分布式控制系统(DCS)设备中的电接触摩擦学特性,对核安全级DCS设备的危险频率进行了评估。建立了一套球面电接触摩擦学试验装置,在危险频率下进行了一系列载流摩擦学试验,探索不同电流作用下界面摩擦磨损特性。研究结果表明,核安全级DCS设备的危险频率为12 Hz;在该频率下,随着输入电流从1 A增大至3 A,摩擦因数呈现先减小后增大的趋势;在大电流作用下,电接触达到失效的时长显著增长;电接触界面表现出划痕、颗粒、微裂纹、磨屑堆积和磨屑飞溅等5种特征;虽然接触区域存在一定的氧化产物,但是只要有足够多的接触区域实现导电通路,界面依然能够保持良好的电接触状态。

关键词：核安全级DCS 电接触摩擦磨损表面分析

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三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D与FUPAC的对比验证研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 46-52页

作者：王严培刘振海齐飞鹏唐昌兵张坤周毅王鹏余霖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

为验证基于三维有限元分析平台建立的三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D在分析评价压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为方面的能力和精度,本文给出了三维FUPAC3D软件采用的热学模型、燃料棒力学模型、裂变气体释放模型以及腐蚀模型,以华龙一... 详细信息

为验证基于三维有限元分析平台建立的三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D在分析评价压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为方面的能力和精度,本文给出了三维FUPAC3D软件采用的热学模型、燃料棒力学模型、裂变气体释放模型以及腐蚀模型,以华龙一号典型燃料棒参数和运行工况作为输入参数,分别使用三维FUPAC3D软件和已工程化应用的1.5维FUPAC软件进行建模分析,并针对2种软件在芯块和包壳温度、包壳应力与应变、芯块与包壳间间隙宽度的计算结果进行对比研究。研究结果表明,FUPAC3D软件与FUPAC软件具有相当的精度,FUPAC3D软件具备压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化模拟能力。

关键词：燃料棒三维模拟对比验证

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CORCA-3D软件调硼临界燃耗计算功能的开发和初步验证

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核动力工程 2019年第4期40卷 161-165页

作者：安萍马永强郭凤晨孙伟芦韡刘东李庆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

调硼临界燃耗计算功能是堆芯核设计软件的基本功能,先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件CORCA-3D是中国核动力研究设计院研发的堆芯核设计软件,具有完全的自主知识产权。本文介绍CORCA-3D软件的调硼临界燃耗计算功能主要涉及的物理模... 详细信息

调硼临界燃耗计算功能是堆芯核设计软件的基本功能,先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件CORCA-3D是中国核动力研究设计院研发的堆芯核设计软件,具有完全的自主知识产权。本文介绍CORCA-3D软件的调硼临界燃耗计算功能主要涉及的物理模型,并通过基准题、电厂实测数据及SCIENCE系统对CORCA-3D软件进行了对比验证,结果表明,CORCA-3D软件计算具备较高精度。

关键词：堆芯核设计软件少群扩散计算临界硼浓度

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安全级DCS项目信息安全防范计划与实施

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 156-159页

作者：刘官荣马权黄清淮李雨桐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

安全级分布式控制系统(DCS)执行反应堆保护功能,其信息安全防范尤为重要.信息安全防范计划在项目开始前编写完成,通过对安全级DCS生命周期各个阶段规定必要的管理和技术措施,消除或缓解系统和软件受到非法修改、操作、破坏和信息泄露的... 详细信息

安全级分布式控制系统(DCS)执行反应堆保护功能,其信息安全防范尤为重要.信息安全防范计划在项目开始前编写完成,通过对安全级DCS生命周期各个阶段规定必要的管理和技术措施,消除或缓解系统和软件受到非法修改、操作、破坏和信息泄露的威胁,同时通过相关记录或技术措施进行问题追溯,从而达到消除安全防范问题隐患的目的,防止安全级DCS遭受危及安全功能的恶意破坏.实施计划对安全级DCS生命周期信息安全防范计划的制定和实施进行了详细说明,用于指导安全级DCS的信息安全防范工作,并为DCS厂家编写安全防范计划提供参考.

关键词：安全级分布式控制系统(DCS) 信息安全防范计划生命周期

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