检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第4期44卷 33-40页

作者：赵晨赵文博张宏博王博陈长彭星杰宫兆虎曾未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成都610213

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于... 详细信息

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

关键词：数字化反应堆二维/一维方法准三维特征线方法 SHARK

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UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 84-86页

作者：陈平刘振海李文杰邢硕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

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循... 详细信息

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。

关键词： UO2混合芯块锆合金包壳涂层燃料性能分析

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内置稳压隔热水层的设计与数值研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 78-81页

作者：曾畅隋海明任云钟发杰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ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的... 详细信息

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的流动和导热能力较弱,可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。

关键词： ACP100+ 内置稳压器隔热水层数值分析

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智能化事故源项估算程序研制

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核动力工程 2017年第4期38卷 64-69页

作者：于红李兰朱建平何璠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

为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体... 详细信息

为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体活度释放率随事故进展变化的智能化事故源项估算(BP-ASTE)程序。以蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,描述BP-ASTE程序的构建与实现。

关键词：事故源项智能化 BP-ASTE程序汽发生器传热管破裂(SGTR)事故

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“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 1-7页

作者：余红星周金满冷贵君邓坚刘余吴清刘伟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

"华龙一号"是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了"华龙一号"的产生历程,系统论述了"华龙一号"反应堆堆芯与安全设计特点,包括"华龙一号"研发过... 详细信息

"华龙一号"是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了"华龙一号"的产生历程,系统论述了"华龙一号"反应堆堆芯与安全设计特点,包括"华龙一号"研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及"华龙一号"持续开展的设计改进与优化等内容,通过采用新的设计理念和设计技术,全面提高了"华龙一号"作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。

关键词：华龙一号压水堆核电站设计特点

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主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 230-236页

作者：崔怀明谭鑫王岩匡成骁苏舒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

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特... 详细信息

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明:在核主泵转子卡滞结束时,核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中,系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处,为16.00 MPa,小压力谷值位于核主泵出口截面处,为15.01 MPa,最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响,各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布,并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致,最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处,为3.163×10^(6)N;最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处,为9.125×10^(5)N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

关键词：卡转子事故反应堆冷却剂系统瞬态压力水力载荷数值模拟

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安全级DCS仿真验证平台技术方案研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 89-92页

作者：武有光刘明明张子鹏李倩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

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对... 详细信息

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对安全级DCS多维度、高逼真的闭环验证,确保了安全级DCS内部逻辑以及与外部系统连接的正确性。

关键词：安全级集散控制系统(DCS) 仿真验证技术方案

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低流量工况下燃料组件优化设计研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 22-27页

作者：郑晓罗涵禹杜鹏邱志方田野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

为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格... 详细信息

为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格架间距过长或过短都将降低燃料组件的热工性能,设计上应合理考虑搅混格架间距;(2)燃料组件加热段上游区域的搅混格架布置对于提升SMR燃料组件的热工性能不明显,设计上在此区域应简化布置;(3)SMR在正常运行与事故工况下,燃料组件的中下游区域的状态点参数相对恶劣,在中下游区域合理地设计搅混格架的间距与布置可以显著地提升燃料组件的热工性能,提高热工安全裕量。本文研究结果可为SMR燃料组件的设计优化提供参考。

关键词：模块式小堆(SMR) 低流量燃料组件热工-水力优化设计

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高流速铅铋环境下板型燃料组件流致振动特性研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 246-251页

作者：孙瑜刘建王浩煜钱升齐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

液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点,是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学(CFD)模型,基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板所受的流体激励力... 详细信息

液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点,是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学(CFD)模型,基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板所受的流体激励力。建立燃料板CFD模型,基于瞬态流体激励数据开展基于时域的结构动力学计算并获得燃料板的位移响应。计算结果显示,由于吊装结构形成的漩涡脱落,中间位置燃料板所受流体激励力远大于两侧位置燃料板。燃料板位移响应集中于自身的一阶频率,并且单组燃料板的一阶频率远大于湍流激励主频,因此燃料板没有在流体激励下共振的风险。考虑到入口湍流强度影响,基于矩形流道功率密度谱的流致振动分析方法保守性能不足。本研究可为新一代高性能燃料组件研发提供参考。

关键词：大涡模拟流致振动液态铅铋合金

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基于系统可靠性分配的设备分级技术研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 140-145页

作者：陈宝文张丹朱大欢蒋孝蔚方红宇米争鹏程瑞琪钟明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成都610213

传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站... 详细信息

传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站凝给水系统为例,开展设备可靠性分级研究。研究给出了考虑了系统重要度和核安全重要度后的可靠性量化结果。该结果可以作为设备分级的依据,并能够用于电厂设备的检修、故障诊断和健康管理。

关键词：核电厂(NPP) 系统重要度系统可靠性设备分级

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