压水堆核电站采用环形燃料元件可行性研究 被引量：22

1

作者 季松涛 何晓军 +3 位作者 张爱民 张毅 刁均辉 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第10期1232-1236,共5页

环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%～50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念... 环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%～50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念设计、堆芯物理、热工水力、反应堆安全、辐照性能、经济性和制造可行性等方面的研究,结果显示出压水堆核电厂采用环形燃料的优势和可行性。 展开更多

关键词 环形燃料 基础研究 综合性能

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环形燃料热工水力性能分析程序开发及验证 被引量：7

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作者 刁均辉 季松涛 张应超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期1051-1056,共6页

本工作开发了环形燃料子通道分析程序SAAF。采用SAAF计算了西屋公司四环路压水堆所用环形燃料组件的热工水力性能,并与VIPRE-01的计算结果进行比较。结果表明,SAAF与VIPRE-01的计算结果符合较好,SAAF可用于环形燃料热工水力设计分析。

关键词 环形燃料 热工水力 子通道分析

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压水堆环形燃料结构热工水力分析方法研究 被引量：7

3

作者 刁均辉 季松涛 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1374-1379,共6页

以秦山二期压水堆为参考堆型,对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能,综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参... 以秦山二期压水堆为参考堆型,对压水堆环形燃料结构进行热工水力分析方法研究。应用SAAF程序分析了从11×11到15×15等5种不同排列方式中不同尺寸的环形燃料棒的热工水力性能,综合最小偏离泡核沸腾比、压降和燃料芯块温度等参数确定了环形燃料组件最佳排列方式为13×13。本文研究结果为相关专业分析提供了初始计算模型。 展开更多

关键词 压水堆 环形燃料 热工水力 最佳排列方式

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钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究

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作者 郝思佳 张培升 +2 位作者 高永光 刁均辉 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期103-111,共9页

钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外... 钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。 展开更多

关键词 靶件辐照 传热实验 自然对流 传热模拟

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小型反应堆环形燃料组件设计及应用研究

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作者 季松涛 何晓军 +6 位作者 邹远方 潘翠杰 史晓磊 刁均辉 胡立强 史宝磊 韩智杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1057-1065,共9页

小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于... 小型反应堆通常具有模块化、建造周期短以及部署灵活的特点,可作为清洁的分布式能源,在供电的同时还能够实现海水淡化、区域供暖、工业供热等多种用途。环形燃料具有内外双层包壳,其双面冷却的结构形式可以显著改善燃料传热条件,有助于减小堆芯体积、提升反应堆的安全性和经济性。环形燃料应用于小堆可以充分发挥其优势,符合我国核能发展战略。本文通过一系列的比对分析确定了适用于小堆的环形燃料组件设计方案,并根据力学性能分析结果初步实现了组件结构设计;通过对两种不同类型的小型反应堆堆芯的物理、热工、安全等分析,论证了环形燃料应用于小堆的可行性。研究结果表明,环形燃料在小型反应堆中具有良好的应用前景。 展开更多

关键词 环形燃料 小堆 堆芯物理 热工水力 安全分析

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反应堆失水事故工况下锆合金包壳管失稳氧化的研究进展 被引量：3

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作者 许倩 刁均辉 季松涛 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2020年第12期31-33,63,共4页

失稳氧化是导致锆合金包壳脆化的原因之一。介绍了与锆合金失稳氧化有关的氧化膜特征、机理、影响因素,以及目前仍然存在的问题,旨在为失稳氧化的研究提供参考。

关键词 失水事故 锆合金 失稳氧化

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LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究 被引量：2

7

作者 武琦 刁均辉 +4 位作者 季松涛 何晓军 关玺彤 李凯 高永光 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第4期658-663,共6页

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故(LOCA)下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了... 环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故(LOCA)下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse-Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明:Bresse-Bryan公式计算结果除以安全系数m=2.5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5~1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。 展开更多

关键词 燃料包壳 冷却剂丧失事故 外压屈曲 环形燃料

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LOCA工况下环形燃料元件外包壳鼓胀爆破试验研究 被引量：1

8

作者 武琦 刁均辉 +3 位作者 季松涛 李凯 关玺彤 高永光 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期498-503,共6页

为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和... 为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步评价其LOCA工况下的鼓胀爆破性能,在堆外对其开展了LOCA工况下的鼓胀爆破试验研究。在不同的升温速率和内压下,蒸汽环境中,以外表面红外加热的方式对环形燃料元件外包壳进行了鼓胀爆破试验。总结了试验得到的经验关系式,分析了试验中爆破温度和应变的影响因素,并将试验结果与美国核管理委员会出版的NUREG0630中的结果进行对比,验证了试验结果的合理性。获得的试验数据可用于环形燃料的设计、计算和改进。 展开更多

关键词 燃料包壳 冷却剂丧失事故 鼓胀爆破 环形燃料

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压水堆环形燃料模拟组件结构稳定性冲刷验证试验研究

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作者 范普成 何晓军 +4 位作者 苑皓伟 费立凯 郑琳 刁均辉 胡立强 《科技成果管理与研究》 2022年第3期65-66,共2页

燃料元件作为核电厂反应堆核心部件,其性能是核电安全性和经济性最主要影响因素之一.通过优化燃料元件设计、采用先进结构材料、改进元件制造工艺等方法,不断提高核燃料元件的各种性能,促使核电向更安全和更经济的方向发展,一直是国际... 燃料元件作为核电厂反应堆核心部件,其性能是核电安全性和经济性最主要影响因素之一.通过优化燃料元件设计、采用先进结构材料、改进元件制造工艺等方法,不断提高核燃料元件的各种性能,促使核电向更安全和更经济的方向发展,一直是国际上核电研究的热点问题.所谓环形燃料是将燃料芯块制成环状,在芯块内、外表面加装包壳管,使得冷却剂可以从内、外两个流道同时对元件进行冷却.环形燃料能在保持或增进现有压水反应堆安全性能的前提下大幅提高核电厂燃料组件的功率密度,同时可以明显改善核电的经济性,是高性能轻水堆核燃料技术的主要发展趋势之一. 展开更多

关键词 组件结构 核燃料元件 压水反应堆 主要发展趋势 燃料芯块 验证试验 安全性能 元件制造

原文传递

核燃料包壳鼓胀爆破国外研究情况综述 被引量：1

10

作者 关玺彤 刁均辉 《中国科技信息》 2020年第14期71-71,73,共2页

在压水堆的设计基准事故中,冷却剂丧失事故有着非常重要的地位,其后果非常严重。为了确保可冷却的几何形状和长期冷却的能力,进行鼓胀爆破试验是必要的。为此,文中对核燃料包壳鼓胀爆破国外研究情况进行介绍,为国内相关研究提供借鉴。

关键词 几何形状 燃料包壳 设计基准事故 冷却剂丧失事故 鼓胀 爆破试验 压水堆

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国产新锆合金辐照考验小组件初步热工水力性能分析 被引量：1

11

作者 刁均辉 《科技视界》 2014年第23期307-308,共2页

本文以子通道热工水力分析程序COBRA-IV为计算工具,分析了预计在中国先进研究堆(CARR)高温高压回路上进行辐照考验的国产新锆合金考验小组件的稳态热工水力性能。计算了各种稳态工况下考验小组件的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR),通过MDNBR... 本文以子通道热工水力分析程序COBRA-IV为计算工具,分析了预计在中国先进研究堆(CARR)高温高压回路上进行辐照考验的国产新锆合金考验小组件的稳态热工水力性能。计算了各种稳态工况下考验小组件的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR),通过MDNBR来初步确定了考验小组件运行时的平均线功率及冷却剂的入口温度。 展开更多

关键词 辐照考验 国产新锆合金 热工水力分析

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中国先进研究堆安全棒驱动机构调试 被引量：1

12

作者 张应超 刁均辉 +1 位作者 高永光 陈立霞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期604-607,共4页

中国先进研究堆安全棒由水力驱动,最初设计制造的驱动机构存在较多问题,验证试验中发生多次卡棒。本工作对安全棒驱动机构的设计和制造工艺进行了一系列改进,并制造了两套驱动机构,对其进行调试。新的安全棒驱动机构调试结果表明,所作... 中国先进研究堆安全棒由水力驱动,最初设计制造的驱动机构存在较多问题,验证试验中发生多次卡棒。本工作对安全棒驱动机构的设计和制造工艺进行了一系列改进,并制造了两套驱动机构,对其进行调试。新的安全棒驱动机构调试结果表明,所作改进对提高驱动机构性能是有效的。 展开更多

关键词 中国先进研究堆 安全棒 驱动机构

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大破口失水事故过程中燃料包壳鼓胀爆破模拟

13

作者 韩智杰 何晓军 +1 位作者 刁均辉 季松涛 《科技创新导报》 2020年第27期78-81,共4页

为了模拟大破口失水事故中包壳鼓胀爆破大变形过程,利用圆筒厚壳应力计算公式,结合包壳材料塑性应变曲线及“流动法则”,开发包壳大变形计算模块。通过耦合燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC(Fuel Transient Performance Analysis Code),... 为了模拟大破口失水事故中包壳鼓胀爆破大变形过程,利用圆筒厚壳应力计算公式,结合包壳材料塑性应变曲线及“流动法则”,开发包壳大变形计算模块。通过耦合燃料元件瞬态性能分析程序FTPAC(Fuel Transient Performance Analysis Code),考虑了包壳变形对间隙传热及包壳温度的影响,完成事故工况下包壳鼓胀失效行为模拟。采用燃料试验数据对程序计算结果进行验证,结果表明包壳鼓胀大变形计算模块能够较好地预测包壳变形及失效过程,计算结果合理可信。 展开更多

关键词 包壳鼓胀 失水事故 燃料性能 大变形

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燃料包壳大变形行为三维有限元分析研究

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作者 韩智杰 贺亚男 +1 位作者 刁均辉 季松涛 《科技创新导报》 2020年第29期31-35,共5页

包壳鼓胀大变形行为是失水事故过程中的重要燃料安全问题。为了研究局部效应对包壳鼓胀大变形的影响,通过自定义锆合金包壳材料蠕变性能,建立了三维有限元非线性A BAQUS分析模型。根据给定的包壳温度、压力边界条件,研究讨论了升温速率... 包壳鼓胀大变形行为是失水事故过程中的重要燃料安全问题。为了研究局部效应对包壳鼓胀大变形的影响,通过自定义锆合金包壳材料蠕变性能,建立了三维有限元非线性A BAQUS分析模型。根据给定的包壳温度、压力边界条件,研究讨论了升温速率、超压速率、温度及温度不均匀分布对失水事故下包壳大变形的影响,结果表明,局部周向温差是各向异性包壳在鼓胀过程中发生弯曲的主要原因。包壳大变形三维有限元分析模型对指导包壳鼓胀试验具有积极作用。 展开更多

关键词 包壳大变形 有限元分析 三维 包壳鼓胀

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利用秦山二期核电厂校核COBRA-Ⅳ程序

15

作者 李凯 何晓军 +1 位作者 刁均辉 史宝磊 《应用能源技术》 2018年第5期50-52,共3页

热工性能分析程序对反应堆内燃料组件的研究、设计有很大的作用,而COBRAⅣ是基于COBRA程序而开发的计算反应堆热工水力的子通道分析程序。为了校核COBRAⅣ程序计算的准确性,本次研究以秦山二期^([1])为参考堆芯,用子通道分析方法建立了... 热工性能分析程序对反应堆内燃料组件的研究、设计有很大的作用,而COBRAⅣ是基于COBRA程序而开发的计算反应堆热工水力的子通道分析程序。为了校核COBRAⅣ程序计算的准确性,本次研究以秦山二期^([1])为参考堆芯,用子通道分析方法建立了秦山二期核电厂堆芯的子通道计算模型,应用COBRA-Ⅳ程序计算了秦山二期堆芯的热工性能,并将计算结果与秦山二期的设计参数对比。计算结果的对比表明,COBRA-Ⅳ程序的计算结果与设计参数符合度较高,认为程序计算结果准确。 展开更多

关键词 秦山二期核电厂 子通道分析 COBRA-Ⅳ程序 热工性能

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