检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2018年第1期39卷 173-176页

作者：丁书华党高健李喆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

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式... 详细信息

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。

关键词：模块式小型堆非能动专设安全系统失水事故硼浓度

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

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核动力工程 2015年第1期36卷 165-167页

作者：邓坚朱大欢王小吉向清安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

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小... 详细信息

在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。

关键词：模块式小型堆严重事故堆芯注水冷却 CISER

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模块式小型堆汽轮机事故停机工况下RCS超压分析研究

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核动力工程 2016年第S1期37卷 1-5页

作者：陈宏霞田皓文喻娜邱志方方红宇关仲华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

采用RELAP5程序对模块式小型堆汽轮机事故停机工况下的反应堆冷却剂系统(RCS)超压进行了研究。为防止汽轮机事故工况下RCS超压,从减少堆芯能量的产生、一回路超压保护2方面进行了设计改进。分析结果表明,选择合理的波动管流通面积,能够... 详细信息

采用RELAP5程序对模块式小型堆汽轮机事故停机工况下的反应堆冷却剂系统(RCS)超压进行了研究。为防止汽轮机事故工况下RCS超压,从减少堆芯能量的产生、一回路超压保护2方面进行了设计改进。分析结果表明,选择合理的波动管流通面积,能够有效缓解RCS超压。

关键词：模块式小型堆汽轮机事故停机超压分析反应堆冷却剂系统(RCS)

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模块式小型堆多样性保护系统研究与设计

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核动力工程 2022年第S2期43卷 228-233页

作者：朱攀习蒙蒙许东芳邱志方刘宏春钟思洁党高建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

对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RD... 详细信息

对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RDA设计中全面应用多样性和独立性设计技术,构建了高可靠、低误动率的系统架构,显著提升了模块式小型堆的安全性和经济性,满足核电厂纵深防御和多样性要求,相关技术指标已达到了国际先进水平。

关键词：模块式小型堆多样性保护系统(RDA) 软件共因故障(SWCCF) 纵深防御系统设计

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模块式小型堆用静态棒电源系统的设计与实现

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核动力工程 2023年第S2期44卷 86-91页

作者：游洲韩勇刘飞洋刘文静刘亚男何正熙李朋高永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

为了解决模块式小型堆对控制棒驱动机构(CRDM)电源(简称棒电源)系统提出的小型化、低噪音、易维护的需求,在对棒电源系统负载需求进行全面的分析和整理的基础上,结合当今最新发展的整流和储能技术,提出基于十二相低纹波可控硅整流和超... 详细信息

为了解决模块式小型堆对控制棒驱动机构(CRDM)电源(简称棒电源)系统提出的小型化、低噪音、易维护的需求,在对棒电源系统负载需求进行全面的分析和整理的基础上,结合当今最新发展的整流和储能技术,提出基于十二相低纹波可控硅整流和超级电容储能的静态棒电源方案。在该方案的研制实施过程中,重点对电气拓扑架构、电力电子整流技术、电力储能技术进行了深入研究和攻关,经过一系列分析、研究、设计和试验论证,证明该系统方案完全满足模块式小型堆负载对棒电源系统的要求。

关键词：模块式小型堆棒电源系统十二相低纹波可控硅整流储能超级电容

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模块式小型堆乏燃料水池冷却系统设计

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核安全 2023年第2期22卷 66-73页

作者：姚亦珺于大鹏王佳明中国核电工程有限公司北京100840 生态环境部核与辐射安全中心北京100082 中核能源科技有限公司北京100193

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,... 详细信息

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,在其乏燃料水池冷却系统设计时结合了其他堆型乏燃料水池系统的设计优点。本文从系统调研入手,通过归纳总结三代核电机组乏燃料水池冷却系统的配置特点,研究模块化小型堆的乏燃料水池冷却系统设计方案,并通过使用Flowmaster软件模拟各个工况下乏燃料水池冷却系统的流体特性,对现有的布置条件和设备选型进行校核计算,并基于计算得到的流体参数确定各工况下限流孔板的特征参数和主要工作泵的工况参数等,为设备的设计和采购提供了依据。

关键词：模块式小型堆乏燃料水池冷却系统 Flowmaster 功能完整性

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模块式小型堆反应堆压力容器内支承环和筒体焊接残余应力数值计算

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电焊机 2019年第7期49卷 1-6页

作者：邱阳罗英杨敏陈海波邱天杨立才王昫心郑浩吴昊中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室

通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型堆反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为... 详细信息

通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型堆反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为压缩应力;焊缝区域环向应力为基本拉伸应力,上下表面区域应力大于内部环向应力,峰值拉伸环向应力出现在距表面一定深度位置;最小环向及径向应力在焊缝中心线上的位置由模拟件第二步焊接工序完成后的焊缝金属高度决定;由于第一步和第二步焊接后模拟件刚度足够大,第一步焊接的焊缝金属表面位置处应力变化较大。

关键词：模块式小型堆反应堆压力容器支承环筒体焊接残余应力数值模拟有限元法

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“死水区”对模块式小型堆事故进程的影响

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科学技术与工程 2018年第11期18卷 255-259页

作者：侯丽强张明向清安王小吉武小莉邓纯锐邓坚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

为研究严重事故下"死水区"对模块式小型堆事故进程的影响,采用一体化严重事故分析程序,建立了某模块式小型堆(SMR)的系统模型;并分别对"DVI(direct vessel injection)管线双端断裂"和"DVI管线小破口"事... 详细信息

为研究严重事故下"死水区"对模块式小型堆事故进程的影响,采用一体化严重事故分析程序,建立了某模块式小型堆(SMR)的系统模型;并分别对"DVI(direct vessel injection)管线双端断裂"和"DVI管线小破口"事故进行了计算分析。研究结果表明,对DVI管线双端断裂事故而言,虽然"死水区"的存在或消除对堆芯损坏等主要事件的发展进程并不会产生明显影响;但"死水区"的消除却能有效减少氢气的产生。对DVI管线小破口事故而言,"死水区"的消除会延缓堆芯损坏等主要事件的发展进程;但由于手动卸压操作的影响,不会明显减少氢气的产生。因此,"死水区"对模块式小型堆事故进程的影响会因破口尺寸的大小等而不同;而且根据计算结果,建议在小型堆的设计过程中应注意尽量避免"死水区"结构的存在。

关键词：死水区模块式小型堆事故进程氢气产量

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模块式小型堆严重事故下堆芯应急注水策略研究

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科技视界 2021年第12期 85-89页

作者：王小吉杨韵佳中国核动力研究设计院四川成都610000

根据福岛事故后经验,国家核安全局提出为增强超设计基准工况下实现堆芯冷却的应急补水能力,应在现有电厂设计基础上增设一回路应急补水措施向堆芯应急补水。严重事故发生后,向堆芯注水是恢复堆芯冷却、阻止事故进一步恶化的最直接的手... 详细信息

根据福岛事故后经验,国家核安全局提出为增强超设计基准工况下实现堆芯冷却的应急补水能力,应在现有电厂设计基础上增设一回路应急补水措施向堆芯应急补水。严重事故发生后,向堆芯注水是恢复堆芯冷却、阻止事故进一步恶化的最直接的手段。因而,在新一代核电厂的设计中有必要考虑严重事故下堆芯应急注水措施的设置,作为严重事故后一回路注水能力的补充。文章根据模块式小型堆的设计特点,分析严重事故后堆芯注水措施的注水能力以及限制条件(如有限的水源、堆芯产氢、重返临界风险和高压熔融物喷射风险等),分别对严重事故下的堆芯注水流量及注水时机进行了分析,寻找合适的严重事故下堆芯注水策略。

关键词：模块式小型堆严重事故堆芯注水策略

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模块式小型堆硼反馈模拟方法研究

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中国核电 2015年第1期8卷 5-9页

作者：杨帆李峰冉旭周科余红星中国核动力研究设计院四川成都610213

我国自主设计的一体化模块式小型堆(SMR)采用载硼方式运行,由于系统差异,堆芯内的硼输运及反馈过程,无法采用传统的核电厂系统分析程序THEMIS进行分析。文章对最佳估算系统程序RELAP5的硼输运模型进行了研究,建立了一套硼反馈的模拟方法... 详细信息

我国自主设计的一体化模块式小型堆(SMR)采用载硼方式运行,由于系统差异,堆芯内的硼输运及反馈过程,无法采用传统的核电厂系统分析程序THEMIS进行分析。文章对最佳估算系统程序RELAP5的硼输运模型进行了研究,建立了一套硼反馈的模拟方法,并通过与华龙一号(ACP1000)核电厂主蒸汽管道破裂事故的THEMIS计算结果对比分析,验证了方法的合理性。在此基础上,对SMR停堆期间硼稀释过程进行了分析,结果表明,事故后5 110.0 s反应堆重返临界,应采取相应保护措施予以避免。

关键词：硼反馈硼稀释模块式小型堆

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