检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2025年第1期46卷 209-215页

作者：张英楠彭航杜华于天达余志伟陈西南吴昊张进强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

隔热套组件(简称隔热套)是核电厂反应堆控制棒驱动机构的主要部件之一,由于下端部受到喷射流体冲击,法兰与耐压壳发生接触磨损,导致承载能力和抗冲击能力下降,影响控制棒落棒功能。本文基于Archard模型,提出结构磨损特征时间和隔热套磨... 详细信息

隔热套组件(简称隔热套)是核电厂反应堆控制棒驱动机构的主要部件之一,由于下端部受到喷射流体冲击,法兰与耐压壳发生接触磨损,导致承载能力和抗冲击能力下降,影响控制棒落棒功能。本文基于Archard模型,提出结构磨损特征时间和隔热套磨损微分方程,将结构磨损与运行工况参数及材料物性参数解耦,建立了适用于隔热套的静力学磨损分析模型,得到了沉降高度随结构磨损特征时间变化规律。计算结果表明,对于华龙一号机组驱动机构,其隔热套结构安全运行寿命最长时的倾角为22.6°。通过给出剩余运行寿命与沉降高度对照曲线,为核电厂运行单位提供了隔热套更换评价方法与磨损缺陷处理方案。

关键词：控制棒驱动机构隔热套磨损 Archard模型安全运行寿命

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华龙一号核电机组运行图优化研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 242-247页

作者：崔怀明蔡志云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

针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分... 详细信息

针对华龙一号(HPR1000)核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统(RHR)接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手,对运行图进行了优化分析和研究,提出了HPR1000核电机组运行图的优化方案,优化前后对比分析表明,优化后的运行图的允许运行范围更宽、运行效率提高且运行可靠性增强。

关键词：华龙一号(HPR1000) 运行图波动管温差过冷度余热排出系统(RHR)接入压力

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摇摆对棒束通道自然循环流动不稳定性影响研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 262-268页

作者：程坤鲜麟冉旭周科喻娜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

为掌握摇摆条件对于自然循环流动稳定性的影响规律,本研究利用带棒束加热通道的自然循环回路实验系统,开展静态与摇摆条件下的流动不稳定性实验对比研究。实验研究发现,静态条件下棒束通道内存在的流动不稳定性为密度波型脉动(DWO),并... 详细信息

为掌握摇摆条件对于自然循环流动稳定性的影响规律,本研究利用带棒束加热通道的自然循环回路实验系统,开展静态与摇摆条件下的流动不稳定性实验对比研究。实验研究发现,静态条件下棒束通道内存在的流动不稳定性为密度波型脉动(DWO),并形成了预测低压自然循环DWO发生边界的经验关系式;摇摆条件下棒束通道内存在2种典型的两相流动不稳定类型,分别为由棒束通道在流量波动最低点产汽所引起的波谷型脉动和由波谷型脉动和DWO叠加而成的复合型脉动,并分析获得了摇摆影响下自然循环流动不稳定行为的演化规律及其不稳定边界。

关键词：流动不稳定性摇摆运动自然循环棒束通道

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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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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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华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

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核动力工程 2024年第2期45卷 248-253页

作者：陈曦吴清邓坚刘余任春明王啸宇彭欢欢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

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全... 详细信息

传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号,这种保护方法比较保守,且属于间接方式,而偏离泡核沸腾比(DNBR)在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量,进一步提高反应堆安全运行的灵活性,本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发,提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型,开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统,并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明,DNBR在线监测系统计算精度较高,与自主化子通道程序相当,能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。

关键词：华龙一号偏离泡核沸腾比(DNBR) 在线监测

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超高通量堆辐照生产^(252)Cf关键因素研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 243-248页

作者：谢运利王连杰蔡云夏榜样黄学良娄磊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

^(252)Cf核素是反应堆启动和中子活化分析等领域的重要材料,开展^(252)Cf辐照生产方法研究意义重大。^(252)Cf质量数大、转换链长、生产难度大,本文基于铅冷快中子超高通量研究堆重点开展^(252)Cf辐照生产关键技术研究。根据^(252)Cf生... 详细信息

^(252)Cf核素是反应堆启动和中子活化分析等领域的重要材料,开展^(252)Cf辐照生产方法研究意义重大。^(252)Cf质量数大、转换链长、生产难度大,本文基于铅冷快中子超高通量研究堆重点开展^(252)Cf辐照生产关键技术研究。根据^(252)Cf生产方法的难点,建立高精度核数据库和靶件长寿期模拟计算方法,开展靶件结构及材料设计、中子能谱及中子注量率等关键因素研究。^(252)Cf靶件辐照计算表明,^(252)Cf虽然转换率低,但在辐照靶件结构、中子能谱及中子注量率方面可进行优化设计,从而提高^(252)Cf生产效率;提出通过共振屏蔽优化中子局部能谱的方法,减少核素裂变消耗,从而提高^(252)Cf生产效率。本文阐明^(252)Cf生产机理和关键因素影响规律,并给出辐照生产^(252)Cf的设计论证方向。

关键词：同位素生产超高通量堆 ^(252)Cf 共振屏蔽

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基于数据驱动的管束结构流固耦合动力学建模

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核动力工程 2024年第S01期45卷 26-31页

作者：冯志鹏蔡逢春张毅雄江小州刘帅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

传热管束是压水堆蒸汽发生器的核心部件,容易发生流致振动问题。在流致振动机理中,漩涡脱落和流弹失稳是典型的强流固耦合问题,无法将结构场与流场解耦求解。为更好地完成蒸汽发生器中管束结构的力学设计,本文通过数据驱动的方式,完成... 详细信息

传热管束是压水堆蒸汽发生器的核心部件,容易发生流致振动问题。在流致振动机理中,漩涡脱落和流弹失稳是典型的强流固耦合问题,无法将结构场与流场解耦求解。为更好地完成蒸汽发生器中管束结构的力学设计,本文通过数据驱动的方式,完成了漩涡脱落和流弹失稳2种流致振动机理的流固耦合动力学建模,并用现有试验数据进行验证,预测结果与试验符合较好。本文方法结合了理论模型的严谨性和计算流体动力学(CFD)计算可考虑实际结构动力学特征的优点,既避免了复杂管束三维流固耦合模拟对海量计算资源的需求,又降低了传统理论模型对于试验数据的依赖,有利于在工程中推广应用。

关键词：数据驱动流固耦合管束动力学建模

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气冷堆进水事故分析

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核动力工程 2024年第2期45卷 241-247页

作者：马誉高曹忠彬王金雨邓坚鲍辉丁书华程坤胡文桢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

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。

关键词：气冷堆进水事故正反应性引入

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基于MOOSE平台的燃料元件锆合金高温氧化行为研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 84-89页

作者：邬周志张坤王严培余红星张林何梁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

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工... 详细信息

为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法,使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故(LOCA)工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验,建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证,最后基于FORWARD程序对LOCA工况下N36锆合金的高温氧化行为进行预测。结果表明,预测得到的N36锆合金的氧化增重与验证试验结果较为符合,且预测的N36锆合金在LOCA工况下的高温氧化行为较为合理。因此,本研究建立的模型和燃料元件性能分析程序能够用于新型N36锆合金高温氧化行为的预测。

关键词： N36锆合金高温氧化 MOOSE FORWARD程序

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