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中国核学会2015年学术年会

作者：景福庭吕焕文谭怡肖锋刘嘉嘉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四川成都610213

14C是反应堆运行中产生的重要源项,本文进行了压水堆14C源项的计算研究.本文采用MCNP程序直接计算冷却剂中14C的产生率,与AP1000反应堆的14C产生率计算相比要方便得多,且计算精度要高于AP1000的计算方法.基于该方法对某1000MW反应堆的14... 详细信息

14C是反应堆运行中产生的重要源项,本文进行了压水堆14C源项的计算研究.本文采用MCNP程序直接计算冷却剂中14C的产生率,与AP1000反应堆的14C产生率计算相比要方便得多,且计算精度要高于AP1000的计算方法.基于该方法对某1000MW反应堆的14C源项进行了计算,计算结果表明该反应堆14C的年排放量是符合GB6249的规定.

关键词：压水堆碳放射性同位素产生率排放量

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抑压式安全壳的抑压特性研究

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核动力工程 2014年第2期35卷 114-117页

作者：全标蒋孝蔚陈志辉范凯王亮唐彬杨俊明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

以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水... 详细信息

以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水池对抑制事故初期的压力具有较为明显的效果。通过对抑压水池总容积、气水容积比、排放管流通面积等重要参数的分析,对抑压效果的影响表现为:其中抑压水池总容积大小对抑压效果影响程度最大;并且抑压水池气水容积存在最佳比;排放管流通面积存在最佳范围。

关键词： LOCA 非能动喷淋抑压水池

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传热管流体诱导振动特性的数值研究

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原子能科学技术 2014年第10期48卷 1807-1813页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄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四川成都610041

本文利用有限体积法离散非稳态湍流黏性、不可压缩的N-S方程及LES湍流模型,用有限元方法离散传热管结构,结合动网格控制技术,实现了流体-结构两个物理场之间的交互作用。基于数值模型,通过响应分支、相位角、Lissajou图、运动轨迹、相... 详细信息

本文利用有限体积法离散非稳态湍流黏性、不可压缩的N-S方程及LES湍流模型,用有限元方法离散传热管结构,结合动网格控制技术,实现了流体-结构两个物理场之间的交互作用。基于数值模型,通过响应分支、相位角、Lissajou图、运动轨迹、相图以及Poincare截面映射,分析了传热管在不同响应阶段的运动行为和响应特性,以及升力系数与横向位移的极限环与分叉等非线性特性。研究结果表明:传热管的流体诱导振动系统存在一个拟上端分支;在均匀湍流流动作用下,三维弹性管的升力与横向位移并未出现周期解的分叉。

关键词：流体诱导振动大涡模拟计算流体力学计算结构动力学

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研究试验堆用于同位素生产的物理分析

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原子能科学技术 2014年第11期48卷 2063-2071页

作者：彭钢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四川成都610041

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFE... 详细信息

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数(运行段间检修时间不变)和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。

关键词：研究试验堆同位素生产转换比堆芯装载高浓铀低浓铀

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六角形格林函数节块法

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原子能科学技术 2014年第4期48卷 667-672页

作者：安萍姚栋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四川成都610041

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。... 详细信息

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。利用NACK程序计算了不带反射层二维VVER-1000、三维两群VVER-440和带不连续因子的二维基准题。计算结果表明,有效增殖因数keff的误差均小于50pcm,组件功率分布最大相对误差小于2%,验证了程序的正确性。

关键词：保角变换格林函数横向积分源迭代

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双弹性管流固耦合振动的数值模拟

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原子能科学技术 2014年第8期48卷 1428-1434页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄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四川成都610041

为研究反应堆结构中诸如燃料棒、蒸汽发生器和其他换热器等管束类结构的流固耦合振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了三维流体诱发弹性管束振动的数值模型,实现了... 详细信息

为研究反应堆结构中诸如燃料棒、蒸汽发生器和其他换热器等管束类结构的流固耦合振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了三维流体诱发弹性管束振动的数值模型,实现了计算结构动力学与计算流体力学之间的双向耦合。得到横流作用下单管的振动响应,并与已有的实验数据比较,证明了本文模型的合理性;对横流作用下的两串列管、两并列管的流固耦合振动进行了数值模拟,着重研究了节径比为1.2、1.6、2、3、4的两弹性管在不同流速作用下的动力学响应及流场特性;得到串列管、并列管的临界间距与临界流速。

关键词：流固耦合振动大涡模拟管束有限元方法

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龙腾安全级DCS平台方案设计

龙腾安全级DCS平台方案设计

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中国核学会2015年学术年会

作者：罗炜刘宏春周继翔冯威朱攀肖鹏李谢晋许东芳俞赟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四川成都610041

安全级DCS是核电站重要的安全系统,其主要功能是监测与反应堆安全有关的重要参数,确保发生基准设计T况和超基准设计工况时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施,限制事故的发展和减轻事故后果,以保证反应堆、核电站设备及人员的安全,... 详细信息

安全级DCS是核电站重要的安全系统,其主要功能是监测与反应堆安全有关的重要参数,确保发生基准设计T况和超基准设计工况时自动触发紧急停堆和/或启动专设安全设施,限制事故的发展和减轻事故后果,以保证反应堆、核电站设备及人员的安全,防止放射性物质向周围环境释放.本文通过分析安全级DCS系统功能、核电厂仪控系统需求同时依据相应的法规、标准和导则的要求提出龙腾安全级DCS系统平台结构方案.龙腾安全级DCS平台是由我国自主研发的数字化安全级仪控系统，采用四重冗余的保护通道和两重冗余的逻辑系列结构。反应堆保护系统功能、专设支持系统功能以及其他不属于反应堆保护系统的1E功能均在RPC和/或ESFAC中实现，专设支持系统功能在A、B系列中的ESFSP中实现。平台中采用PIPS用于输入信号或输出信号的隔离分配。PLM用于处理专设驱动器输入信号的优先级控制，专设系统的EC'P硬逻辑电路也放置在PLM机柜中。平台中还设计专门的维护试验站MTS，用于执行定期试验以及单参数旁通功能。TU单元用于与NC网关、BUP以及和MTS的接口，TSEVER-A和TSEVER-B用于与主控室S-VDU的接口。龙腾安全级DCS平台设计满足核电厂仪控系统需求和相关法规、标准和导则的要求，将为我国核电关键设备国产化奠定坚实的基础。

关键词：反应堆保护系统结构设计分布式控制

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压水堆棒束定位格架两相搅混特性数值研究

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原子能科学技术 2014年第9期48卷 1589-1594页

作者：陈曦张虹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四川成都610041

本文提出一种CFD方法用于评价压水堆燃料棒束定位格架两相搅混特性。针对两种典型的定位格架,采用CFX12.0进行了空气-水两相流动的数值模拟,并与采用氟里昂工质开展的临界热流密度(CHF)实验进行对比。结果表明,CFD方法可初步应用于评价... 详细信息

本文提出一种CFD方法用于评价压水堆燃料棒束定位格架两相搅混特性。针对两种典型的定位格架,采用CFX12.0进行了空气-水两相流动的数值模拟,并与采用氟里昂工质开展的临界热流密度(CHF)实验进行对比。结果表明,CFD方法可初步应用于评价格架下游汽泡的分布特性。

关键词： CFD 定位格架两相搅混

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低粘剪切流场中相间升力模型研究

低粘剪切流场中相间升力模型研究

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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：李仲春宋小明姜胜耀俞冀阳 Mamoru Ishii 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清华大学 Purdue University

相间升力模型是目前广泛应用欧拉-欧拉两流体框架中重要封闭模型,其对于相分布特性预测具有显著影响。基于实验和数值模拟等手段,目前开发了较多的相间升力模型,但现有升力模型的适用性需要进一步评价拓展。本文首先对现有的实验数据进... 详细信息

相间升力模型是目前广泛应用欧拉-欧拉两流体框架中重要封闭模型,其对于相分布特性预测具有显著影响。基于实验和数值模拟等手段,目前开发了较多的相间升力模型,但现有升力模型的适用性需要进一步评价拓展。本文首先对现有的实验数据进行总结,然后基于已有实验基础对现有相间升力模型进行评价,最后,结合相间曳力实验结果,提出相间升力模型的框架与影响分析。比较结果表明,现有模型在椭球型气泡区域预测还存在较大偏差,而目前仍然没有描述球帽型气泡的相间升力模型。基于相间曳力和升力表现出较为一致特征,相间升力模型同样需要对界面条件,气泡形状和流体状况进行考虑。

关键词：剪切流场相间升力模型椭球型气泡两流体模型

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含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

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核动力工程 2014年第2期35卷 8-12页

作者：谭怡魏述平邓理邻刘晓黎中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰... 详细信息

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

关键词： MOX 衰变热裂变产物积存量乏燃料水池热负荷

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