检索结果-内蒙古大学图书馆

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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核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

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核动力工程 2017年第6期38卷 66-71页

作者：汤华鹏张知竹李海博张凯邓纯锐冉旭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

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究... 详细信息

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。

关键词：非能动概率安全评价失效概率自然循环

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非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究

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核动力工程 2013年第5期34卷 118-123页

作者：蒋孝蔚余红星孙玉发黄代顺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

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM... 详细信息

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。

关键词：非能动安全壳冷却系统冷凝蒸发扩散层模型

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“华龙一号”CF3燃料元件辐照考验与性能分析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 130-135页

作者：张坤焦拥军陈平邢硕李国云蒲曾坪何梁范航王严培秋博文惠永博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

CF3燃料组件是我国自主研发的大型压水堆燃料组件,其将用于“华龙一号”反应堆,支持“华龙一号”的出口。为了满足“华龙一号”反应堆的要求,在商业堆上开展了CF3先导组件的辐照考验,通过池边检查获取了燃料元件堆内数据,并基于堆内数... 详细信息

CF3燃料组件是我国自主研发的大型压水堆燃料组件,其将用于“华龙一号”反应堆,支持“华龙一号”的出口。为了满足“华龙一号”反应堆的要求,在商业堆上开展了CF3先导组件的辐照考验,通过池边检查获取了燃料元件堆内数据,并基于堆内数据进行了模型开发,建立了适用于CF3燃料元件的性能分析程序,基于此针对“华龙一号”反应堆的需求,对CF3燃料元件的性能进行了预测。分析结果表明,CF3燃料元件满足“华龙一号”反应堆设计要求。

关键词：华龙一号 CF3燃料元件辐照考验性能分析

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核动力系统多目标优化设计方法研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 198-202页

作者：朱力彭诗念杨韵佳李峰鲜麟张丹邱志方袁红胜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

为提高核动力系统多目标优化设计结果的精确性,提出一种改进的多目标自适应差分进化算法,并通过测试函数对算法性能进行了验证。基于改进的多目标自适应差分进化算法开发了一种核动力系统多目标优化设计方法;以AP1000核电厂非能动余热... 详细信息

为提高核动力系统多目标优化设计结果的精确性,提出一种改进的多目标自适应差分进化算法,并通过测试函数对算法性能进行了验证。基于改进的多目标自适应差分进化算法开发了一种核动力系统多目标优化设计方法;以AP1000核电厂非能动余热排出热交换器为对象,采用开发的核动力系统多目标优化设计方法对其进行了优化设计,计算结果证明该方法是有效可行的。

关键词：核动力系统多目标优化差分进化算法

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气冷堆用棱柱型弥散微封装燃料性能分析及优化研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 89-95页

作者：赵波李权李垣明黄永忠马强粟敏刘振海齐飞鹏马超陈浩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

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥... 详细信息

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体的棱柱型弥散微封装燃料设计方案,并基于有限元分析软件COMSOL建立了该燃料元件三维热流固耦合分析模型,初步实现了该燃料元件性能分析和优化设计。结果表明,棱柱型弥散微封装燃料元件的温度最大值位于燃料元件外侧,应力峰值位于冷却剂通道壁面,边距比为0.76~0.84、孔距比为0.68~0.75时燃料元件热应力最小。本文建立的棱柱型弥散微封装燃料性能分析方法和研究结论,可为后续该型气冷堆燃料元件设计提供指导和参考。

关键词：棱柱型弥散微封装燃料 COMSOL 热流固耦合优化

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核电厂安全级DCS功能安全通信研究与分析

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 79-83页

作者：董长龙孙福海魏荣超张文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

通信功能作为核电厂安全级分布式控制系统(DCS)中的重要组成部分,其功能安全特性是整个1E-DCS系统功能安全的重要组成部分.采用IEC 61784-3中阐述的通信功能安全分析方法,研究和分析了中国核动力研究设计院自主研发的核电厂安全级DCS平... 详细信息

通信功能作为核电厂安全级分布式控制系统(DCS)中的重要组成部分,其功能安全特性是整个1E-DCS系统功能安全的重要组成部分.采用IEC 61784-3中阐述的通信功能安全分析方法,研究和分析了中国核动力研究设计院自主研发的核电厂安全级DCS平台NASPIC所使用的NASBUS通信协议,得出了该通信协议中所使用的安全协议符合标准规范中所要求的结论,且通信协议中使用的循环冗余校验(CRC)技术使得NASBUS协议帧的残余错误率满足安全完整性等级3(SIL3).

关键词：功能安全残余错误率分布式控制系统(DCS) 安全完整性等级(SIL) 循环冗余校验(CRC)

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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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TRISO燃料颗粒三维多物理场耦合计算模型开发

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核动力工程 2017年第5期38卷 169-174页

作者：陈平李伟李垣明唐昌兵李文杰周毅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

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照条件变化的材料物性参数和行为模型,可模拟燃料颗粒在稳态运行和事故工况下复杂的堆内热-力学行为,以及CO气体产生和裂变气体释放、裂变产物扩散等重要物理过程,还可以计算燃料颗粒的失效概率。基于COMSOL开发三维分析模型的计算结果与美国BISON程序对TRISO燃料颗粒的计算结果相比同样符合较好,说明了所开发模型的合理性。

关键词：三向同性燃料(TRISO) 多物理场耦合有限元

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模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯概念设计优化

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核动力工程 2023年第6期44卷 1-8页

作者：娄磊王连杰陈长赵晨周冰燕严明宇马党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

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能,进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性,对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究,发现当堆芯功率提升至一定水平时,堆芯的增殖优势在规定寿期内不... 详细信息

为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能,进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性,对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究,发现当堆芯功率提升至一定水平时,堆芯的增殖优势在规定寿期内不能得到充分释放。基于此现象,对模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯的概念设计进行优化,基于堆芯功率水平和寿期,选择合适的栅距棒径比和燃料芯体有效密度,通过调整单位体积内的铀装量和235U装量调整堆芯的增殖性能,最终使堆芯反应性变化与堆芯功率、寿期基本匹配,寿期内堆芯反应性几乎不发生变化。优化后降低了堆芯反应性控制难度,充分利用了堆芯的增殖性能,同时合理的栅距棒径比为堆芯热工分析提供了安全和设计裕量,有效提高了堆芯的经济性和安全性。

关键词：铅基铀锆合金增殖燃料芯体密度栅距棒径比

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