检索结果-内蒙古大学图书馆

工业安全与环保 2018年第9期44卷 33-37页

作者：周涛李兵陈柏旭宋明强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 环境保护部核与辐射安全中心北京102206 中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

通过特征比拟的方法,确立能动与非能动技术结合度研究的基本原则,建立数量比例模型、可利用率模型、功能效用模型及交融集成模型,进行数量、质量及效用计算,并利用以上模型对AP1000安全相关系统和华龙一号凝结水抽取系统进行计算分析。... 详细信息

通过特征比拟的方法,确立能动与非能动技术结合度研究的基本原则,建立数量比例模型、可利用率模型、功能效用模型及交融集成模型,进行数量、质量及效用计算,并利用以上模型对AP1000安全相关系统和华龙一号凝结水抽取系统进行计算分析。计算表明,设备数量、设备对系统可利用率的贡献度、系统对机组可利用率的贡献度是影响结合度的主要因素,交融集成模型是最佳模型。提出要发展两类型的集成创新技术,并指出能动、非能动技术均衡结合,简化技术是未来集成创新的方向。

关键词：能动非能动结合度计算模型

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障碍物对容器出口处颗粒物堵塞概率影响分析

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科技创新导报 2021年第9期18卷 95-98页

作者：周益娴廖凯关艺璞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 交通运输部科学研究院城市交通与轨道交通研究中心北京100029

容器出口处的堵塞是颗粒物质研究中的一个热点和难点问题。实验证实,如果在容器出口处放置障碍物,会大幅度降低颗粒物堵塞概率,但其背后物理机理仍旧不清晰。通过实验获得颗粒物压力等信息较为困难,本文利用离散元软件研究障碍物中心距... 详细信息

容器出口处的堵塞是颗粒物质研究中的一个热点和难点问题。实验证实,如果在容器出口处放置障碍物,会大幅度降低颗粒物堵塞概率,但其背后物理机理仍旧不清晰。通过实验获得颗粒物压力等信息较为困难,本文利用离散元软件研究障碍物中心距离出口高度及其几何尺寸对平底筒仓堵塞概率的影响。模拟结果表明当障碍物中心距离出口高度取出口尺寸的两倍时,能明显降低堵塞概率,随着高度升高,堵塞概率趋近于无障碍物时的大小,而障碍物尺寸对堵塞概率无明显影响。为研究该问题的背后物理因素,求解了不同障碍物中心距离出口高度下出口处颗粒物体积分数、竖直方向速度以及接触压强的平均值,结果表明,出口处接触压强是影响堵塞概率的首要因素。该研究将为高温气冷堆出口处设计以及门后立柱等交通流问题提供理论依据。

关键词：颗粒物质球流堵塞接触压强

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基于BDMP模型的核电厂稳压器水位控制系统可靠性分析

基于BDMP模型的核电厂稳压器水位控制系统可靠性分析

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第十六届(2020年)核技术应用学术交流会暨第三届核材料技术创新学术会议

作者：朱桂霞马九灵钱玉刚夏林路周世梁核动力运行研究所湖北武汉 430223 华北电力大学核科学与工程学院北京 102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京 102206

稳压器水位控制系统(PLCS)承担一回路冷却剂装量调节功能，是核电厂分布式控制系统(DCS)的关键子系统之一。本文采用布尔逻辑驱动的马尔科夫(BDMP)模型构建PLCS 动态可靠性模型，并提出了一种将BDMP 转换为马尔科夫模型的方法，采用概... 详细信息

稳压器水位控制系统(PLCS)承担一回路冷却剂装量调节功能，是核电厂分布式控制系统(DCS)的关键子系统之一。本文采用布尔逻辑驱动的马尔科夫(BDMP)模型构建PLCS 动态可靠性模型，并提出了一种将BDMP 转换为马尔科夫模型的方法，采用概率模型检测器PRISM 对转换所得马尔科夫模型进行定量计算，得到了PLCS 的不可用率及不同部件对不可用率的贡献值，然后采用KB3 和YAMS进行建模与定量计算，将结果与PRISM 结果进行比较，验证了本文方法的有效性。本文方法为核电厂稳压器水位控制系统设备维修的侧重提供了方向和参考。

关键词： BDMP模型概率模型检测器稳压器水位控制系统马尔科夫模型

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基于伴随粒子的快中子成像系统角分辨研究

基于伴随粒子的快中子成像系统角分辨研究

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第十五届(2019年)核技术应用学术交流会

作者：孙世峰欧阳晓平华北电力大学核科学与工程学院北京 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 西北核技术研究院强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室陕西西安 710024

不同于传统的快中子成像系统,采用伴随粒子成像技术无需机械准直即可消除大部分γ射线和散射中子的干扰,实现对厚重物体的高对比度成像.角分辨是影响系统成像质量的一项重要参数.通过理论分析,研究了入射离子的初始动量、靶点尺寸和探...

不同于传统的快中子成像系统,采用伴随粒子成像技术无需机械准直即可消除大部分γ射线和散射中子的干扰,实现对厚重物体的高对比度成像.角分辨是影响系统成像质量的一项重要参数.通过理论分析,研究了入射离子的初始动量、靶点尺寸和探测器空间分辨等多个因素对系统角分辨的影响.利用基于GEANT4 的模拟程序,计算了不同参数下被标记中子出射角分布的二维图像.分析及模拟结果表明,靶点直径和α探测器空间分辨率是影响角分辨的重要因素.为满足系统角分辨小于1°的设计目标,入射离子的初始动量变化范围应较小,靶点直径应小于1 mm,同时α探测器的空间分辨率应小于0.5 mm.

关键词：

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流化床内压力波动的模型研究

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科技创新与应用 2018年第25期8卷 39-41页

作者：冯祥周涛李子超姜华伟石顺闫新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 青岛大学山东青岛266071 内蒙古华电蒙东能源有限公司内蒙古通辽028000

流化床内颗粒运动是以波动为特征的,研究压力波动对了解流化床中气固两相流动机制具有重要作用。对流化床颗粒波动数学建模,然后进行编程计算,并与收集的实验数据相比较。可以发现:预测频率仅依赖于床高和床径,与流体的密度无关;对于同... 详细信息

流化床内颗粒运动是以波动为特征的,研究压力波动对了解流化床中气固两相流动机制具有重要作用。对流化床颗粒波动数学建模,然后进行编程计算,并与收集的实验数据相比较。可以发现:预测频率仅依赖于床高和床径,与流体的密度无关;对于同样几何尺寸的床层,节涌频率一般低于飞溅频率;尽管床波动的激发起源于气泡,但波动频率受到表面波的控制。

关键词：流化床压力波动驻波模型频率预测

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过渡金属锆铁对钨中氢氦行为的影响

过渡金属锆铁对钨中氢氦行为的影响

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第十六届全国核物理大会

作者：张峥赵强李洋张浩符精品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 湘潭大学材料科学与工程学院湖南湘潭411105

钨被广泛地认为是最具潜力的面向等离子体材料.钨在聚变堆中的服役过程中,会受到强束低能的氢氦粒子流的影响,其结果是钨的性能下降.本工作通过第一性原理计算的方法研究了过渡金属锆铁对钨中氢氦行为的影响.研究结果表明,锆或铁的掺入... 详细信息

钨被广泛地认为是最具潜力的面向等离子体材料.钨在聚变堆中的服役过程中,会受到强束低能的氢氦粒子流的影响,其结果是钨的性能下降.本工作通过第一性原理计算的方法研究了过渡金属锆铁对钨中氢氦行为的影响.研究结果表明,锆或铁的掺入会使钨的机械强度降低,延展性增加;锆铁的掺入不会改变氢氦在钨中的最佳占位,但是它们对氢氦在钨中的稳定性有一定影响;锆和铁对钨中氢氦的捕获作用存在一个最佳作用半径;铁原子在短距离(＜3.626(A))时对氦有捕获作用,在长距离(＞3.626(A))时存在排斥作用,而锆对钨中氢氦均具有捕获作用;钨中氢表现为亲电子的性质,而氦表现出疏电子的特性.总体上讲,锆对钨中氢氦的捕获作用要强于铁对钨中氢氦的捕获作用.本研究工作能够为钨基面向等离子体材料制备提供理论指导.

关键词：聚变堆过渡金属面向等离子体材料钨锆氢氦行为

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基于SAC-CFR与DRACS耦合的EBR-Ⅱ余排实验工况分析

基于SAC-CFR与DRACS耦合的EBR-Ⅱ余排实验工况分析

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第十五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学术年会

作者：隋丹婷陆道纲郭超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

事故工况下堆芯衰变热的排出是非能动安全系统的重要功能。对于池式快堆而言,事故余热排出系统(DRACS)的响应需与系统进行耦合分析。本文通过将三维钠池模型与事故余热排出热交换器的耦合,完成了DRACS向系统软件SAC-CFR的嵌入。在国际... 详细信息

事故工况下堆芯衰变热的排出是非能动安全系统的重要功能。对于池式快堆而言,事故余热排出系统(DRACS)的响应需与系统进行耦合分析。本文通过将三维钠池模型与事故余热排出热交换器的耦合,完成了DRACS向系统软件SAC-CFR的嵌入。在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,完成了美国EBR-Ⅱ快堆余排实验(HRT-17,SHRT-45R)的分析,得到了主系统及余热排出系统的响应。将系统计算参数与实验数值进行对比,完成了程序的有效性验证。计算显示,随着DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330406.4W的堆芯余热,具有长期带走衰变热的能力。

关键词： EBR-Ⅱ 非能动余热排出 SHRT-17 SHRT-45R

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密度锁内分区模型研究

密度锁内分区模型研究

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北京核学会第十届(2014)核应用技术学术交流会

作者：王升飞阎昌琪闫修平玉宇牛风雷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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨 150001 环境保护部核与辐射安全中心北京 100082

通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型.研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间.此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中第... 详细信息

通过实验研究流速对密度锁内温度场和分层的影响,并建立了分区模型.研究结果表明:密度锁可分为混合区、分层区和恒温区,其中分层区又可分为强分层与弱分层,分层界面则位于混合区与分层区之间.此外,本文还将密度锁内温度场分为5类,其中第2类温度场最好,是密度锁正常工作时的最佳选择.

关键词：反应堆密度锁分区模型温度场

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中国CSR1000与日本Super LWR设计对比分析

中国CSR1000与日本Super LWR设计对比分析

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2014年核电站新技术交流研讨会

作者：李宇周涛刘亮陈娟夏榜样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 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都 610041

通过将中国CSR1000和日本Super LWR进行对比,进一步明确了两种超临界水堆堆型的具体差别.结果表明:CSR1000作为一种较新的超临界水堆概念设计,其具体设计在已有的超临界水堆基础上有所改进和创新.两者堆芯的设计的差别主要体现在组件设... 详细信息

通过将中国CSR1000和日本Super LWR进行对比,进一步明确了两种超临界水堆堆型的具体差别.结果表明:CSR1000作为一种较新的超临界水堆概念设计,其具体设计在已有的超临界水堆基础上有所改进和创新.两者堆芯的设计的差别主要体现在组件设计、流程布置以及安全系统设计三个方面.基于减少结构材料对中子吸收方面的考虑,CSR1000在子组件中布置两排燃料棒,并相应的改进了流程布置;同时,CSR1000采用能动与非能动相结合的安全系统设计,提高了固有安全性.

关键词：超临界水堆超临界水冷热堆设计参数性能评价

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阈能附近正电子致原子内壳层电离截面测量的研究

阈能附近正电子致原子内壳层电离截面测量的研究

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第十七届全国核电子学与核探测技术学术年会

作者：吴英段馨竹王冠鹰赵强安竹朱敬军欧阳晓平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四川大学原子核科学技术研究所辐射物理与技术教育部重点实验室西北核技术研究所

为获得可靠低能正电子致各低、中、高原子序数的原子内壳层电离截面数据,本文在目前仅有几个实验研究工作基础上提出了实验技术的具体改进措施。

关键词：电离截面正电子碰撞 Monte Carlo模拟

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