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压水堆核电厂设计基准工况方法研究
1
作者 车娟 林阿彪 +1 位作者 陈石 段承杰 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期306-314,共9页
当前核电厂工况仍然存在着尚不明确的因素,造成工况设计不合理或遗漏。为此,有必要对核电厂设计基准工况(DBC)的设计开展研究,建立一套正向设计方法。本文以压水堆核电厂余热排出系统冷却正常停堆模式为例,以主逻辑演绎法(MLD)来确定DB... 当前核电厂工况仍然存在着尚不明确的因素,造成工况设计不合理或遗漏。为此,有必要对核电厂设计基准工况(DBC)的设计开展研究,建立一套正向设计方法。本文以压水堆核电厂余热排出系统冷却正常停堆模式为例,以主逻辑演绎法(MLD)来确定DBC。研究还基于DBC确定了安全系统(SS)的安全分级,并通过安全分级推导出了SS的配置和设计要求。研究结果表明,通过该方法可以识别出电厂所有的DBC并提供SS配置,还可以识别部分不合理和漏掉的DBC。因此,本方法是一套逻辑清晰、考虑较全面的核电厂设计基准工况设计方法,适用于“华龙一号”核电厂以及同类核电厂,其正向方法论亦适用于液态金属快堆等先进堆型的研发设计。 展开更多
关键词 设计基准工况 主逻辑演绎 安全系统 设计要求
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基于高温固体氧化物电解耦合核能制氢技术经济性分析与研究
2
作者 王睿 黄锐 +1 位作者 杨磊 马丽丽 《现代化工》 北大核心 2025年第2期7-10,共4页
发展核能制氢已成为核能未来发展的重要途径之一,国内外核能制氢研究主要集中于先进堆型,对于现役主要二代核电堆型耦合制氢研究较少。针对中国主要现役二代核电堆型M310,构建了900 MW M310核电站耦合高温固体氧化物电解制氢经济性评估... 发展核能制氢已成为核能未来发展的重要途径之一,国内外核能制氢研究主要集中于先进堆型,对于现役主要二代核电堆型耦合制氢研究较少。针对中国主要现役二代核电堆型M310,构建了900 MW M310核电站耦合高温固体氧化物电解制氢经济性评估模型,评估了高温固体氧化物电解耦合核能制氢技术的经济性,分析了不同因素对制氢成本的敏感性影响。核电度电成本是影响制氢成本的最主要因素,在现阶段核电平均度电成本下,高温固体氧化物电解耦合现役核电具备市场竞争力。 展开更多
关键词 高温固体氧化物电解制氢 核能制氢 经济性
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基于有限元反演方法的25Cr2Ni2MoV钢焊接接头疲劳失效分析
3
作者 郭素娟 罗甘霖 +1 位作者 金鑫 司俊 《热加工工艺》 北大核心 2025年第5期56-61,共6页
以25Cr2Ni2MoV钢焊接接头为对象,开展了不同应变幅水平下的低周疲劳试验,得到了其低周疲劳强度特征,并对失效试样的疲劳失效位置进行了规律统计。结合纳米压痕试验和有限元反演方法,获取了焊接接头不同区域的力学性能对比和相关参量,反... 以25Cr2Ni2MoV钢焊接接头为对象,开展了不同应变幅水平下的低周疲劳试验,得到了其低周疲劳强度特征,并对失效试样的疲劳失效位置进行了规律统计。结合纳米压痕试验和有限元反演方法,获取了焊接接头不同区域的力学性能对比和相关参量,反演出其母材、焊缝和热影响区3个区域的应力-应变曲线,同时采用有限元方法得到了焊接接头的局部轴向应变分布特征,揭示了焊接接头疲劳失效位置随载荷水平变化的演化机理。结果表明:在较低的应变水平下,焊接接头的最大轴向应变主要集中在靠近热影响区的母材,低周疲劳失效位置也集中在这里;当载荷水平居中时,热影响区附近母材和焊缝中心轴向应变相当,低周疲劳失效位置在两处随机出现;当载荷水平较大时,最大轴向应变出现在焊缝中心处,疲劳失效位置也主要出现在焊缝中心处。 展开更多
关键词 焊接接头 低周疲劳 失效机理 纳米压痕 有限元方法
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核反应堆刚凸-包壳微动损伤裂纹行为研究
4
作者 崔筱婷 王宇星 +5 位作者 廖业宏 沈火明 任啟森 刘娟 彭振驯 黄恒 《重庆理工大学学报（自然科学）》 CAS 北大核心 2024年第9期227-235,共9页
核燃料棒组件中包壳管与刚凸之间发生的微动行为可能引起组件的破坏失效,严重时会威胁反应堆安全。为此,以核燃料棒中刚凸-包壳结构为研究对象,针对其在微动行为下裂纹的萌生及扩展问题,通过有限元仿真的方法展开研究。研究结果表明:在... 核燃料棒组件中包壳管与刚凸之间发生的微动行为可能引起组件的破坏失效,严重时会威胁反应堆安全。为此,以核燃料棒中刚凸-包壳结构为研究对象,针对其在微动行为下裂纹的萌生及扩展问题,通过有限元仿真的方法展开研究。研究结果表明:在微动过程中包壳管接触区始终处于受压状态,滑移区中裂纹受剪应力控制,在包壳管涂层基体界面开裂并沿着界面蜿蜒扩展,导致涂层剥离;在混合区和部分滑移区中,裂纹受剪应力和正应力同时作用,起裂于包壳表面或次表面向内部扩展;刚凸-包壳结构微动行为中,剪应力是导致包壳管损伤的主要因素,对裂纹的萌生和扩展起主导作用。 展开更多
关键词 刚凸-包壳结构 微动 裂纹萌生 裂纹扩展
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核电厂火灾事故规程接口设计方法研究
5
作者 张秀春 黄永恩 +6 位作者 梅亮 夏虹 刘永康 杨自军 张捷 刘洁 许俊俊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期886-893,共8页
针对核电厂缺少火灾事故规程(FAIOp)与其相关运行技术文件接口的系统性设计方法,使得核电厂运行阶段安全防火分区设计理念在与FAIOp相关的运行技术文件中贯彻得不彻底的问题,提出核电厂火灾事故规程接口设计方法。将该方法应用于某电厂... 针对核电厂缺少火灾事故规程(FAIOp)与其相关运行技术文件接口的系统性设计方法,使得核电厂运行阶段安全防火分区设计理念在与FAIOp相关的运行技术文件中贯彻得不彻底的问题,提出核电厂火灾事故规程接口设计方法。将该方法应用于某电厂指定区域的火灾,可顺利调用相关运行技术文件,从而保证该区域在发生被FAIOp覆盖的火灾需执行FAIOp时电厂的安全运行。本文的研究方法可推广至采用安全防火分区设计的任何堆型的核电厂。 展开更多
关键词 核电厂火灾 FAIOp DOIS EOP
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压水堆核电厂燃料棒破损诊断分析研究 被引量：1
6
作者 付鹏涛 章安龙 辜培勇 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期158-165,共8页
燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电... 燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电厂功率运行期间冷却剂内裂变产物的来源,分析了裂变产物通过反冲和扩散方式的产生机理,通过求解迁移方程得到稳态情况下裂变产物活度的解析解。基于最小二乘法对反冲释放和扩散释放的裂变产物释放产生比进行解谱,建立了诊断压水堆燃料棒破损时间、破口程度、锕系核素泄漏、燃耗和燃料批次的定量分析模型。采用某百万千瓦压水堆运行中发生二次氢化的燃料循环的冷却剂裂变产物监测数据进行了验证,理论模型的分析结果也与机组停堆后啜漏检查和热室检查结果相符。 展开更多
关键词 燃料破损 裂变产物 释放产生比 二次氢化
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基于MC模拟的HPGe探测器效率刻度参数相关性研究
7
作者 李焱 单陈瑜 +1 位作者 顾卫国 王德忠 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期708-716,共9页
高纯锗(HPGe)探测器具有高能量分辨率、高探测效率,广泛用于测量γ射线和X射线的各项物理量。为了提高HPGe探测器的标定效率,本文采用蒙特卡罗(MC)模拟方法模拟了不同晶体尺寸、不同源距和偏心距下HPGe探测器对低、中放废物桶的探测效率... 高纯锗(HPGe)探测器具有高能量分辨率、高探测效率,广泛用于测量γ射线和X射线的各项物理量。为了提高HPGe探测器的标定效率,本文采用蒙特卡罗(MC)模拟方法模拟了不同晶体尺寸、不同源距和偏心距下HPGe探测器对低、中放废物桶的探测效率,基于单一变量法对探测效率进行了统计分析。通过分析,确定了源距、偏心距以及不同偏心距、源距下探测效率与晶体直径的关系。结果表明,不同尺寸晶体的探测效率的变化幅度与偏心距、源距之间均没有明显的关联,仅与HPGe晶体的尺寸有关。进而可以得到一组修正系数用于修正晶体尺寸带来的探测效率的误差。该修正方法在蒙特卡罗模拟下相对误差均在5.5%以内。 展开更多
关键词 高纯锗探测器 蒙特卡罗模拟 探测效率 晶体尺寸
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核电厂磷酸铁锂蓄电池热老化鉴定研究
8
作者 曾其权 张淑兴 马文金 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期838-846,共9页
参考某核电厂磷酸铁锂蓄电池系统预期使用场景,设计了大容量磷酸铁锂蓄电池热加速老化模型和热加速老化流程。选取三组蓄电池作为试验对象,分别开展了25℃、45℃和60℃下的热加速老化试验。通过数据分析,发现该蓄电池容量衰减率与储存... 参考某核电厂磷酸铁锂蓄电池系统预期使用场景,设计了大容量磷酸铁锂蓄电池热加速老化模型和热加速老化流程。选取三组蓄电池作为试验对象,分别开展了25℃、45℃和60℃下的热加速老化试验。通过数据分析,发现该蓄电池容量衰减率与储存时间的0.5次方呈线性变化规律。通过ln(c)~1/T的线性回归分析,得到了该蓄电池的活化能相关参数。进一步分析发现,该蓄电池在60℃下试验18.7天可等效在25℃下存储1年的规律。该研究成果可用于指导核电厂开展大容量磷酸铁锂蓄电池加速热老化试验。 展开更多
关键词 核电厂 磷酸铁锂蓄电池 热加速老化 阿伦纽斯 线性回归分析
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CPR1000核电厂工业供汽的反应堆和供汽回路协同控制研究
9
作者 周洺稼 蔡振 +2 位作者 商超皓 贺成龙 李秋白 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第2期410-415,共6页
工业供汽是核能综合利用的一种主要方式,反应堆与供汽回路的协同控制是核电厂实现工业供汽的关键。本文提出了一种协同控制方案:优化反应堆控制系统(RRC)堆机接口信号的匹配程度,制定供汽回路的控制策略。通过系统程序的数值模拟与计算... 工业供汽是核能综合利用的一种主要方式,反应堆与供汽回路的协同控制是核电厂实现工业供汽的关键。本文提出了一种协同控制方案:优化反应堆控制系统(RRC)堆机接口信号的匹配程度,制定供汽回路的控制策略。通过系统程序的数值模拟与计算分析,结果表明:使用合理的反应堆控制系统堆机接口方案和供汽回路控制策略,反应堆控制系统能够应对运行瞬态,核电厂能够保持安全稳定运行。 展开更多
关键词 核电厂 核能综合利用 工业供汽 供汽回路
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基于机器视觉的旋转机械微小振动放大方法实验研究
10
作者 赵乐 段承杰 +3 位作者 丁鹏 翟立宏 张铭光 马波 《机电工程》 北大核心 2025年第1期42-50,共9页
基于机器视觉的旋转机械微小振动放大过程中,未能将大运动和微小运动分离,导致其放大结果会产生伪影。针对这一问题,提出了一种基于加速度滤波和振幅阈值滤波的微小振动放大方法。首先,采用了复值可操纵金字塔分解图像,将图像信号转变... 基于机器视觉的旋转机械微小振动放大过程中,未能将大运动和微小运动分离,导致其放大结果会产生伪影。针对这一问题,提出了一种基于加速度滤波和振幅阈值滤波的微小振动放大方法。首先,采用了复值可操纵金字塔分解图像,将图像信号转变为局部相位信号和局部幅值信号;然后,采用了加速度滤波算法从局部相位信号中分离出线性大运动信号,采用了振幅阈值滤波算法分离了非线性大运动信号,得到了微小振动信号,并对其进行了放大;最后,对放大信号和局部幅值信号采用复值可操纵金字塔逆变换重构了图像,构建了转子实验台,对上述微小振动放大方法的有效性进行了验证。研究结果表明:测点在水平和垂直方向上的振动位移幅值均低于0.15 mm,在局部放大图中可以明显分辨出低于5 Hz的转子基频信号,且其余频率成分未被放大。该方法在微小振动放大处理前增加大运动和微小振动分离过程,仅对微小振动进行处理,能够减少大运动对微小振动信号放大产生的干扰,有效改善了微小振动放大结果中的伪影问题。 展开更多
关键词 机械振动 去伪影 复值可操纵金字塔 加速度滤波 振幅阈值滤波 图像重构 非线性大运动和微小运动分离
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自主化核设计软件包PCM物理模型程序对比验证
11
作者 兰兵 潘昕怿 +1 位作者 马云帆 于世和 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第7期1042-1046,共5页
压水堆核设计软件作为我国自主化核电软件的基础软件之一,在工程应用前需进行充分的验证。本研究采用国际通用基准题,综合运用分离验证和整体验证策略,通过程序对比的方式开展自主化核设计软件包PCM组件和堆芯计算物理模型验证。验证结... 压水堆核设计软件作为我国自主化核电软件的基础软件之一,在工程应用前需进行充分的验证。本研究采用国际通用基准题,综合运用分离验证和整体验证策略,通过程序对比的方式开展自主化核设计软件包PCM组件和堆芯计算物理模型验证。验证结果表明:PCM组件计算和堆芯计算结果(如,有效增殖系数、组件功率分布、功率峰值)与对比验证程序吻合较好,分离物理模型和组合物理模型的数值计算方法正确,可用于支撑PCM软件实际工程应用。 展开更多
关键词 自主化 核设计软件 物理模型 基准题 验证
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螺旋管内流动和传热特性实验研究及经验公式评价
12
作者 程林海 谷海峰 +2 位作者 汤维 陈斌 石依妍 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期100-109,共10页
螺旋管内流动和传热特性对螺旋管蒸汽发生器的设计具有重要意义。本文在较宽的压力范围:0.2~14.1 MPa,对内径为8.8 mm、螺旋直径为568 mm的立式螺旋管开展了流动和传热特性实验研究。获得了不同工况下单相段和两相段的摩擦系数以及单相... 螺旋管内流动和传热特性对螺旋管蒸汽发生器的设计具有重要意义。本文在较宽的压力范围:0.2~14.1 MPa,对内径为8.8 mm、螺旋直径为568 mm的立式螺旋管开展了流动和传热特性实验研究。获得了不同工况下单相段和两相段的摩擦系数以及单相水区、过冷沸腾区、饱和沸腾区和干涸区的换热系数。将实验结果与近年经验关系式进行对比分析发现,Akagawa等、Hart等、Ito学者经验公式对单相水摩擦系数预测的精度较高,在±5%以内。当前经验公式对本实验两相段摩擦系数与不同区域的换热系数的预测,相对平均偏差在10%~20%左右。分析结果可为螺旋管蒸汽发生器的设计提供参考。 展开更多
关键词 螺旋管 两相流 摩擦阻力 传热系数
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不同燃料包壳同格架栅元拉棒磨损行为研究
13
作者 耿少寅 李思功 +4 位作者 廖业宏 张泽伍 薛佳祥 黄恒 蔡振兵 《润滑与密封》 北大核心 2025年第1期36-43,共8页
使用ETM104B型电子力学试验机对Zr-1Nb合金包壳、Cr涂层Zr-1Nb合金包壳同燃料格架进行拉棒试验,模拟燃料棒组件组装拉棒过程中包壳管的磨损行为及损伤机制。通过光学显微镜、扫描电子显微镜、白光干涉仪等对磨损表面的光学形貌、微观显... 使用ETM104B型电子力学试验机对Zr-1Nb合金包壳、Cr涂层Zr-1Nb合金包壳同燃料格架进行拉棒试验,模拟燃料棒组件组装拉棒过程中包壳管的磨损行为及损伤机制。通过光学显微镜、扫描电子显微镜、白光干涉仪等对磨损表面的光学形貌、微观显微形貌、元素分布等进行了表征分析,结果表明:2种包壳管在同格架上的刚凸和弹簧对磨后,均是当对磨副为弹簧时磨损更为严重,并且Cr涂层包壳表现出了更好的耐磨损性能,其表面磨痕的宽度及深度均小于Zr-1Nb合金包壳。对于Zr-1Nb合金包壳,当对磨副为刚凸时磨痕上存在沟壑和层状磨屑,磨损机制为黏着磨损及磨粒磨损;当对磨副为弹簧时磨痕上存在明显的沟壑并有少量的剥落现象,磨损机制为磨粒磨损。对于Cr涂层包壳,在2种对磨副下磨损机制均为磨粒磨损,并且当对磨副为刚凸时Cr涂层包壳表面几乎未发生磨损。 展开更多
关键词 Zr-1Nb合金 Cr涂层 燃料格架 磨损
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氢同位素在锆合金中的扩散研究进展
14
作者 王龙 洪志浩 +4 位作者 王有志 刘子恺 张晓茜 张天广 张龙 《核化学与放射化学》 北大核心 2025年第1期29-40,I0002,共13页
氚,是核电站常见的放射性产物,因原子半径小极易扩散渗透且易被生物体吸收,放射性危害大。压水堆中裂变产生的氚主要经由燃料包壳进入一回路,是氚重要的释放来源。2011年日本福岛事故发生后,氢同位素在锆合金包壳中的扩散研究引发极大... 氚,是核电站常见的放射性产物,因原子半径小极易扩散渗透且易被生物体吸收,放射性危害大。压水堆中裂变产生的氚主要经由燃料包壳进入一回路,是氚重要的释放来源。2011年日本福岛事故发生后,氢同位素在锆合金包壳中的扩散研究引发极大关注。本文概述了近60年氢同位素在锆合金中扩散系数的测量方法,如质谱法、电化学法等,并介绍了主要测试方法的研究进展。研究结果表明,合金元素成分变化、表面氧化物、氢化物形成是影响氢同位素在锆合金中扩散的关键因素。分别探讨了在这些影响因素下氢同位素在锆合金中扩散系数的实验和计算方法。此外,还对未来氢同位素在锆合金中扩散研究的方向进行了讨论,可为先进燃料包壳、耐事故涂层的氚扩散系数测量以及氚渗透风险评价提供参考。 展开更多
关键词 锆合金 氢化锆 氢同位素 扩散
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螺旋燃料19棒束流场可视化实验研究及数值模拟分析
15
作者 邹旭毛 程毅 +1 位作者 刘梦娟 鄢炳火 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第8期1693-1704,共12页
本文利用体视粒子图像测速(SPIV)技术,对四叶螺旋燃料19棒束通道内的流场分布进行了可视化实验研究,主要获取了不同截面上整体的速度场分布,分析了螺旋燃料棒束在不同流速下不同高度截面通道内的轴向和横向速度分布规律;基于可视化实验... 本文利用体视粒子图像测速(SPIV)技术,对四叶螺旋燃料19棒束通道内的流场分布进行了可视化实验研究,主要获取了不同截面上整体的速度场分布,分析了螺旋燃料棒束在不同流速下不同高度截面通道内的轴向和横向速度分布规律;基于可视化实验棒束测试段,建立了相同结构的数值计算模型,开展了相同工况下螺旋燃料棒束通道内流场分布的数值模拟和对比分析。实验和数值分析结果表明:整体上,四叶螺旋燃料棒束通道内的轴流和横流流场整体上沿着高度方向呈周期性分布。对于轴向速度,不同流量下的流场具有相似的带状分布特点,通道中心区域速度相对较高;对于横向速度,不同流量下的流场具有相似的星状分布特点,且随着流速增加呈线性增大趋势,燃料凹槽附近通道区域横流速度较高;数值分析结果表明:SST k-ω湍流模型在流场分布方面的数值计算结果与实验测量数据具有较好的一致性,该模型对螺旋燃料棒束流场分析具有较好的适用性;流场具有明显周期性分布规律,不同流量下不同高度截面平均横流份额约为1.6%。 展开更多
关键词 四叶螺旋燃料 19棒束通道 体粒子图像测速 可视化实验 流场分布 数值模拟
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核电厂辅助给水系统水消耗计算工具开发及应用
16
作者 徐慧波 张国梁 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第4期567-572,共6页
针对核电厂全场断电或丧失最终热阱事故下需要快速估算辅助给水系统(ASG)水消耗情况的实际需求,通过分析事故工况下需二次侧带走的各种能量及其特征,基于质量和能量守恒建立简化的ASG水消耗计算模型,开发相应的计算工具并对其进行分析... 针对核电厂全场断电或丧失最终热阱事故下需要快速估算辅助给水系统(ASG)水消耗情况的实际需求,通过分析事故工况下需二次侧带走的各种能量及其特征,基于质量和能量守恒建立简化的ASG水消耗计算模型,开发相应的计算工具并对其进行分析和验证。应用实例表明该工具能够快速评估ASG水消耗情况,为应急技术专家组判断ASG水箱水存量或潜在补水手段是否满足蒸汽发生器二次侧的带热需求,进而合理部署包括移动泵临时注水在内的ASG水箱补水策略提供有效支持。 展开更多
关键词 核电厂 全场断电 辅助给水系统 水消耗 应急响应 应急技术专家组
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Cr涂层对高温高压流动条件下燃料包壳CHF影响的实验研究
17
作者 范冠华 方启飞 +7 位作者 姚曦 彭振驯 郭明 陈森杨 吕路路 张戈 苏前华 卢冬华 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第2期406-412,共7页
燃料包壳是反应堆的第一道安全屏障,为提升事故情况下反应堆燃料组件的安全性,事故容错燃料(ATF)被广泛关注,其中采用涂层燃料包壳是国内外近期ATF包壳的主流解决方案。本文采用均匀加热形式的加热棒,利用电加热模拟核释热,分别对有、... 燃料包壳是反应堆的第一道安全屏障,为提升事故情况下反应堆燃料组件的安全性,事故容错燃料(ATF)被广泛关注,其中采用涂层燃料包壳是国内外近期ATF包壳的主流解决方案。本文采用均匀加热形式的加热棒,利用电加热模拟核释热,分别对有、无Cr涂层情况下的单根加热棒和5×5加热组件开展核反应堆运行条件下的临界热流密度(CHF)实验,研究Cr涂层对燃料包壳CHF限值的影响。实验结果表明,在核反应堆运行工况条件下,与无Cr涂层包壳的CHF实验结果相比,Cr涂层不会降低高温、高压流动条件下燃料包壳CHF限值。本文研究结果可为涂层燃料包壳入堆提供实验数据支撑。 展开更多
关键词 临界热流密度 燃料包壳 Cr涂层 高压流动 事故容错燃料
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包络18个月换料和年度换料的压水堆灵活性燃料管理研究
18
作者 位金锋 张海州 +5 位作者 李志军 许星星 邹婷婷 蔡德昌 付学峰 赵常有 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1500-1509,共10页
我国可再生能源发电有了突破性发展,核电厂参与电网调峰需求迫切,固定换料周期的年度或18个月燃料管理模式难以适应当前核电厂变化的发电需求。本文基于CPR1000机组核电厂,提出了一种灵活性燃料管理策略,包络了可长期独立运行且能根据... 我国可再生能源发电有了突破性发展,核电厂参与电网调峰需求迫切,固定换料周期的年度或18个月燃料管理模式难以适应当前核电厂变化的发电需求。本文基于CPR1000机组核电厂,提出了一种灵活性燃料管理策略,包络了可长期独立运行且能根据需要切换的年度换料和18个月换料燃料管理模式,完成了关键中子学参数限值分析和事故安全评价。结果表明,燃料管理方案覆盖了309~549 EFPD范围,满足了年度和18个月换料的多样化能量需求,堆芯设计、安全分析关键参数计算结果与目前18个月换料相似,满足相关安全限值要求。灵活性燃料管理对核电厂系统和设备影响小,具备工程实施的可行性,并具有显著的经济性。 展开更多
关键词 燃料管理 换料周期 平衡循环 灵活性燃料管理 双富集度
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粉末冶金纳米TiC颗粒增强FeCrAlY基复合摩擦板材料的设计制备及性能研究
19
作者 丁祥彬 周建明 +4 位作者 邓玺 陈青山 王德正 侯硕 刘青松 《摩擦学学报(中英文)》 北大核心 2025年第1期13-24,共12页
高性能自润滑摩擦板是支承核反应堆主设备的关键部件之一,其服役环境处在高温、重载、低速滑移以及辐射等苛刻环境,其综合性能与反应堆设备安全密切相关.本文中采用粉末冶金工艺设计制备了1种FeCrAlY-xTiC(x=15%~35%)摩擦板材料,研究了... 高性能自润滑摩擦板是支承核反应堆主设备的关键部件之一,其服役环境处在高温、重载、低速滑移以及辐射等苛刻环境,其综合性能与反应堆设备安全密切相关.本文中采用粉末冶金工艺设计制备了1种FeCrAlY-xTiC(x=15%~35%)摩擦板材料,研究了该材料的组织结构、力学性能以及摩擦板在模拟重载低速服役工况下(载荷为75 N、速率为0.01 m/s、温度为室温~300℃)的摩擦学综合性能,探讨了其作为结构功能材料应用于反应堆支承摩擦板的可行性.研究结果表明:FeCrAlY-xTiC复合材料主要由Fe-Cr、FeAl、Fe_(2)AlCr合金相和TiC增强相构成,TiC增强相均匀分布于合金基体中,TiC质量分数增加有利于消除材料强度的各向异性性能;复合材料的维氏硬度和压缩强度分别在3.4~5.6 GPa和1 127~1 148 MPa之间,弯曲强度和拉伸强度分别在331~709 MPa和183~340 MPa之间;复合材料在重载低速摩擦条件下具有稳定的摩擦系数.综合机械性能和摩擦学性能,本文中优化出最佳的TiC添加质量分数为35%.当TiC质量分数为35%时,室温、300℃及室温→300℃动态升温过程中的摩擦系数在0.3~0.4之间,复合材料的磨损率约为1×10^(-5)~3×10^(-5)mm^(3)/(N·m),磨损机制主要为磨粒磨损和轻微氧化磨损,优化出的FeCrAlY-35%TiC复合材料具有宽温度域范围摩擦系数稳定以及较小的磨损率等综合优异性能,试验表明其可以作为反应堆主设备支承界面用摩擦板的工程应用材料. 展开更多
关键词 FeCrAlY合金 复合材料 微观组织 力学性能 摩擦学性能
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液态金属反应堆氧化物燃料钚迁移现象研究及影响分析
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作者 徐昌恒 林煜宇 +4 位作者 潘晖 陈浩 何明涛 王欣欣 付学峰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1510-1519,共10页
由于径向温度梯度的存在,氧化物燃料芯块中的钚会通过热扩散机制沿温度梯度向高温区域迁移。此现象导致燃料棒中心区域的可裂变物质浓度提升,从而增加了芯块中心的功率输出,并对反应堆的热运行性能产生影响。在液态金属反应堆中,由于线... 由于径向温度梯度的存在,氧化物燃料芯块中的钚会通过热扩散机制沿温度梯度向高温区域迁移。此现象导致燃料棒中心区域的可裂变物质浓度提升,从而增加了芯块中心的功率输出,并对反应堆的热运行性能产生影响。在液态金属反应堆中,由于线功率密度较高,径向温度梯度更为显著,因此钚的迁移现象更加突出。为分析此现象,本研究使用自主研发的燃料性能分析程序中的扩散模型,对不同结构的氧化物燃料芯块的钚迁移行为进行详细分析,获取了不同线功率密度和燃耗深度钚同位素的径向分布数据。进一步地,通过与蒙特卡罗方法及传热模型耦合,开展了综合的物理及热工分析计算。研究结果表明,随着线功率密度及燃耗深度的提高,钚同位素向芯块中心的迁移现象趋于加剧。这种迁移不仅提升了芯块中心的功率,还相应减少了反应堆的热工安全裕量。若堆芯存在平均线功率密度超过300 W/cm且燃耗大于50 GW·d/tU的芯块,在热工安全分析中应考虑钚迁移现象的潜在影响。 展开更多
关键词 液态金属反应堆 氧化物燃料 钚迁移 芯块温度
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