检索结果-内蒙古大学图书馆

华电技术 2015年第10期37卷 69-71,75页

作者：李宇周涛刘亮方晓璐华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 北京市非能动技术重点实验室北京102206

为研究AP1000的换热系数,分别计算了AP1000、大亚湾核电和秦山核电一期机组蒸汽发生器的总换热系数、一回路热阻、管壁热阻、污垢热阻以及二回路热阻并进行了对比分析,分析结果表明:AP1000蒸汽发生器总的换热系数为8978W/(m2·℃),... 详细信息

为研究AP1000的换热系数,分别计算了AP1000、大亚湾核电和秦山核电一期机组蒸汽发生器的总换热系数、一回路热阻、管壁热阻、污垢热阻以及二回路热阻并进行了对比分析,分析结果表明:AP1000蒸汽发生器总的换热系数为8978W/(m2·℃),略大于大亚湾核电,远大于秦山核电一期;同时,AP1000二回路热阻最小,而一回路热阻、管壁热阻以及污垢热阻基本与大亚湾核电持平,且均优于秦山核电一期;管壁热阻的阻值占总热阻的50%左右,减小管壁热阻可有效提高蒸汽发生器的换热性能。从总体上看,AP1000蒸汽发生器各部分设置较为合理,其换热特性较二代核电蒸汽发生器有所提高。

关键词： AP1000 蒸汽发生器换热系数热阻

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煤电调峰安全性分析

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黑龙江电力 2019年第1期41卷 91-94页

作者：朱亮宇刘彤周涛秦雪猛李子超华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 华北电力大学能源动力与机械工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

针对石门电厂300MW机组,对调峰过程中各部件的安全可靠性进行分析,评估其使用寿命能否满足运行要求。试验结果表明,在正常运行时,对于不同最大温度变化率及滑压负荷变化率,各部件寿命均满足使用要求;在变负荷调峰阶段,采用低温度变化率... 详细信息

针对石门电厂300MW机组,对调峰过程中各部件的安全可靠性进行分析,评估其使用寿命能否满足运行要求。试验结果表明,在正常运行时,对于不同最大温度变化率及滑压负荷变化率,各部件寿命均满足使用要求;在变负荷调峰阶段,采用低温度变化率以及合理控制升降负荷速率,能够减少机组寿命损耗;在低负荷运行时,采用高压能够提高锅炉水循环稳定性。建议采用大切角的正方形炉膛结构等方式提高水循环可靠性,以及应用合理控制升降负荷速率等方法提高汽包的安全性。

关键词：电厂煤电调峰部件寿命损耗汽包安全性

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连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应

连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应

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第十六届全国核物理大会

作者：李洋赵强张峥欧阳晓平华北电力大学核科学与工程学院非能动核能技术北京市重点实验室北京102206 华北电力大学核科学与工程学院非能动核能技术北京市重点实验室北京102206 西北核技术研究所西安710024

连续碳纤维增强碳化硅材料除了具有碳化硅材料固有的低中子活化性能,低衰变热性能和低氚渗透性能等优点以外,还具有密度低、线性膨胀系数小、高比强度、高比模量、耐高温、抗氧化、抗蠕变、抗热震、耐化学腐蚀、耐盐雾、优良的电磁波吸... 详细信息

连续碳纤维增强碳化硅材料除了具有碳化硅材料固有的低中子活化性能,低衰变热性能和低氚渗透性能等优点以外,还具有密度低、线性膨胀系数小、高比强度、高比模量、耐高温、抗氧化、抗蠕变、抗热震、耐化学腐蚀、耐盐雾、优良的电磁波吸收特性等一系列优异性能,是各类核工程重要的潜在候选材料.在核聚变工程应用领域,连续碳纤维增强碳化硅材料作为第一壁材料不可避免地会受到各种辐射粒子的影响.研究清楚这些辐射粒子对它的辐照效应对其在核工程领域的安全使用至关重要.采用蒙特卡罗方法与分子动力学方法进行模拟计算,研究了氕、氘、氚和氦四种粒子对连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应.SRIM和LAMMPS计算结果表明:当入射原子能量为100eV,连续碳纤维增强碳化硅中碳的浓度在80％～85％时,氕、氘、氚和氦原子的溅射率存在最小值;入射粒子的种类对溅射率的影响显著,氦原子的溅射率大于氘原子和氚原子,而氘原子和氚原子的溅射率相差不大但均显著大于氕原子;溅射率随入射能量的增加先迅速增加后逐渐减小,氕、氘、氚和氦原子入射能量分别在200,400,600和800eV时存在溅射率最大值;当氦原子入射能量为100eV时,溅射率随入射角度的增加而逐渐减少.这些结果对连续碳纤维增强碳化硅材料在核工程上的应用具有一定的参考意义.

关键词：核聚变材料连续碳纤维增强碳化硅氢同位素氦原子溅射率辐照效应

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自然循环参数稳态变化计算研究

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华电技术 2019年第1期41卷 9-12页

作者：周涛朱亮宇陈杰张家磊黄彦平华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

稳态下自然循环各参数对于提高自然循环能力有着重要的作用。研究稳态情况下,自然循环流量等参数的变化规律。在给定相关参数的基础上,通过改变冷却段出口温度调整有效压头,并在更新相关的物性参数值后,分析不同参数下自然循环流量、各... 详细信息

稳态下自然循环各参数对于提高自然循环能力有着重要的作用。研究稳态情况下,自然循环流量等参数的变化规律。在给定相关参数的基础上,通过改变冷却段出口温度调整有效压头,并在更新相关的物性参数值后,分析不同参数下自然循环流量、各压头、冷却段冷却功率的变化规律。结果表明:冷却段出口冷却剂密度及比焓,随冷却段出口冷却剂温度增加而逐渐增加;加热段功率增加会引起自然循环流量增加。所得结果为提高自然循环能力及进一步研究提供参考。

关键词：稳态自然循环出口温度循环流量

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常规岛主厂房第一跨内主给水破管泄漏水量计算分析

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核科学与技术 2021年第1期9卷 14-20页

作者：魏承君黄俊文庞思敏于倩国核电力规划设计研究院有限公司北京华北电力大学核科学与工程学院北京非能动核能安全技术北京市重点实验室北

按照纵深防御的要求,在第一跨发生主给水管道双端破裂的情况下,第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失。常规岛设计方须按照核岛设计方提供的边界条件,开展第一跨主给水管道破裂泄放流量和水量计... 详细信息

按照纵深防御的要求,在第一跨发生主给水管道双端破裂的情况下,第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失。常规岛设计方须按照核岛设计方提供的边界条件,开展第一跨主给水管道破裂泄放流量和水量计算。本文以核岛提资及常规岛给水泵、除氧器、凝汽器等关键设备的出力、容积等设计和运行参数作为输入资料,确定第一跨发生主给水管道破裂的边界条件,明确第一跨防水淹的设计基准及主给水破管的极限工况;按照主给水管道破裂工况下的核岛和常规岛响应过程,采用分阶段计算的方式对第一跨内主给水管道不同破裂程度下可能出现的瞬态最大泄放水量和总泄放水量进行模拟计算。本计算结果为常规岛主厂房第一跨防水淹分析提供数据基础,为AP1000及后续电厂的第一跨防水淹设计提供数据支撑。

关键词：主给水破管极限工况 AP1000

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中国发展内陆核电的安全性研究

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湖北电力 2019年第4期43卷 19-23,33页

作者：张家磊丁锡嘉陈宁周涛陈娟冯祥华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京100206 东南大学能源与环境学院江苏南京211189

内陆核电站建设是我国未来解决内陆能源紧缺的一种重要途径,然而近年来严重核事故所造成的负面影响,使恐核心理成为了我国核电健康发展的重大阻碍。通过阐述美国内陆核电厂、法国内陆核电厂和中国内陆核电厂的发展运行概况,从厂址特征... 详细信息

内陆核电站建设是我国未来解决内陆能源紧缺的一种重要途径,然而近年来严重核事故所造成的负面影响,使恐核心理成为了我国核电健康发展的重大阻碍。通过阐述美国内陆核电厂、法国内陆核电厂和中国内陆核电厂的发展运行概况,从厂址特征、放射性物质迁移、受纳水体与冷却水源和热阱安全四个方面,对我国内陆核电厂的安全性进行了分析。说明了内陆核电的发展有利于减少长距离电力传输的损耗,且在现有技术下,内陆核电可确保放射性物质不外泄,保证生态环境和公众安全。

关键词：内陆核电清洁能源热阱冷却水源放射性物质受纳水体

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MCNP与GEANT4应用于随钻方位伽马测井仪探测性能对比

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测井技术 2021年第3期45卷 267-272页

作者：彭礼韬张立国郝琦玉宇华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 清华大学核能与新能源技术研究院教育部先进反应堆工程与安全重点实验室北京100084

MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构... 详细信息

MCNP作为一款通用粒子输运模拟软件,常用于核测井仪器开发过程中。但MCNP在使用过程中其建模方法在某些情况下略显复杂或难以实现,在中国也难以获取授权,因此,需要寻找另外的蒙特卡罗模拟软件作为补充。GEANT4是一款采用面向对象技术构建的蒙特卡罗程序包,在核测井领域还没有得到广泛使用。采用GEANT4和MCNP建立随钻方位伽马测井仪器模型进行模拟,分别测量反映仪器性能指标的几个响应特征并对测量结果进行对比。对比分析表明,GEANT4的模拟计数结果和输出能谱与MCNP均符合较好,仪器性能结果分析基本一致,证明将GEANT4应用到核测井领域是可行的。

关键词：方位伽马性能响应特征 MCNP GEANT4 测井

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不同边界条件下钢制安全壳内传热实验研究

不同边界条件下钢制安全壳内传热实验研究

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：王晔云王升飞牛风雷张曙明张谨奕刚直华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司

搭建安全壳实验台架,以热空气作为介质,模拟破口事故下的喷射行为。通过在安全壳外加装保温层改变安全壳的边界条件,研究在绝热工况和自然对流工况下安全壳内热空气混合与热分层现象。实验结果表明,喷口居中时,事故进入稳态之后安全壳... 详细信息

搭建安全壳实验台架,以热空气作为介质,模拟破口事故下的喷射行为。通过在安全壳外加装保温层改变安全壳的边界条件,研究在绝热工况和自然对流工况下安全壳内热空气混合与热分层现象。实验结果表明,喷口居中时,事故进入稳态之后安全壳内的高温区域集中在喷口和安全壳上部四周;绝热和自然对流散热情况下,贴壁喷射时安全壳内的温度分布相似,整体温度分布均匀,高温区域集中在内壁面;绝热条件下安全壳向底部混凝土的导热作用不能忽略。

关键词：安全壳稳态绝热自然对流热分层

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基于灰色关联度的铅铋流体湍流抖振研究

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科技创新与应用 2017年第15期7卷 29-31页

作者：张晗周涛田晓瑞郭浩民华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 中国科学院合肥物质科学研究院安徽合肥230031

管内极度紊流诱发管子的湍流抖振,是管道振动的主要影响因素。ADS是当前最有前景的嬗变技术之一,铅铋液态合金作为散裂靶和冷却剂应用其中。对铅铋流体环境下的湍流抖振,采用反映系统序列间正、负相关性的灰色关联度模型,以湍流抖振的... 详细信息

管内极度紊流诱发管子的湍流抖振,是管道振动的主要影响因素。ADS是当前最有前景的嬗变技术之一,铅铋液态合金作为散裂靶和冷却剂应用其中。对铅铋流体环境下的湍流抖振,采用反映系统序列间正、负相关性的灰色关联度模型,以湍流抖振的抖振系数为参考序列,对铅铋流体湍流抖振现象产生影响的因素进行分析。在所取参数范围内,得到:流速影响>横向热管中心距影响>纵向热管中心距影响的结果,但灰色关联度数值差别不大,影响基本对等。在危险工况,即湍流抖振系数燮2时,除横向热管中心距影响在多跨数下突变为0外,其余因素影响程度均变化不大,保持基本对等。

关键词：铅铋流体湍流抖振灰色关联度

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小型钠冷堆堆芯物理计算

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科技创新与应用 2018年第5期8卷 15-17页

作者：秦雪猛周涛朱亮宇李子超张宝玲华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京100206 华北水利水电大学河南郑州450045

小型钠冷堆具有应用灵活性高,运行简单,施工周期短,一次性投资少的优点,对其进行堆芯物理计算对小型钠冷堆的安全具有重要意义。利用MCNP程序建立起燃料元件,冷却剂,堆芯构件及反射层的堆芯几何模型,并进行临界有效增殖因子、功率分布... 详细信息

小型钠冷堆具有应用灵活性高,运行简单,施工周期短,一次性投资少的优点,对其进行堆芯物理计算对小型钠冷堆的安全具有重要意义。利用MCNP程序建立起燃料元件,冷却剂,堆芯构件及反射层的堆芯几何模型,并进行临界有效增殖因子、功率分布、反应性系数和停堆深度的堆芯物理计算,然后对与安全相关的物理参数进行安全性分析。研究表明:堆芯能够达到临界;堆芯功率分布较为平坦;冷却剂空泡系数为负值,满足堆芯设计准则;堆芯有足够的停堆深度,反应堆能安全停堆。

关键词：小型钠冷堆反应堆物理安全性

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