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支撑CAP1400研发设计和安全审评促进我国先进核电技术创新能力提升--大型先进压水堆核电站重大专项课题“CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验”成果

科技成果管理与研究 2019年第5期 52-55页

作者：王勇刘鑫张迪王章立国家核电技术有限公司本部工程管理部上海核工程研究设计院堆芯设计所、燃料材料研究所、先进核电技术研究中心不详

CAP1400是在消化、吸收和全面掌握三代核电AP1000技术基础上再创新形成的功率更大的非能动大型先进压水堆核电型号,是中国核电的重要名片。作为CAP1400的重要安全系统和设计特征,非能动安全壳冷却系统(PCS)利用事故后的重力注射和自然循... 详细信息

CAP1400是在消化、吸收和全面掌握三代核电AP1000技术基础上再创新形成的功率更大的非能动大型先进压水堆核电型号,是中国核电的重要名片。作为CAP1400的重要安全系统和设计特征,非能动安全壳冷却系统(PCS)利用事故后的重力注射和自然循环,以壳内蒸汽冷凝、壳外水膜蒸发为主要排热途径,带走安全壳内热量,确保安全壳完整性以确保核电厂安全。鉴于堆芯功率提升和安全壳容量增加,CAP1400需进一步开展试验验证和研究。

关键词：非能动安全壳压水堆核电站技术创新能力冷却系统试验验证安全审评设计性能

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铅对划伤690合金应力腐蚀行为的影响

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腐蚀与防护 2016年第9期37卷 735-738,742页

作者：孟凡江张志明徐雪莲王俭秋刘晓强上海核工程研究设计院上海200233 中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室沈阳110016

采用扫描电镜(SEM),背散射电子衍射(EBSD)和透射电镜(TEM)研究了划伤690合金在330℃含铅碱溶液和高纯水中的应力腐蚀开裂(SCC)行为。结果表明:划伤过程使690合金局部产生严重变形区,该区域初始晶粒出现细化;在330℃含铅碱溶液中浸泡后... 详细信息

采用扫描电镜(SEM),背散射电子衍射(EBSD)和透射电镜(TEM)研究了划伤690合金在330℃含铅碱溶液和高纯水中的应力腐蚀开裂(SCC)行为。结果表明:划伤过程使690合金局部产生严重变形区,该区域初始晶粒出现细化;在330℃含铅碱溶液中浸泡后试样划伤侧边出现沿机械孪晶界生长的应力腐蚀裂纹束;在高温高纯水中持续浸泡后,已有裂纹仍快速向基体延伸。材料表面或裂纹路径残留的微量铅仍促进SCC裂纹或裂纹束持续快速生长。

关键词： 690合金划伤铅应力腐蚀开裂

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堆芯节块程序SHANG 的升级及工程应用

堆芯节块程序SHANG 的升级及工程应用

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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议

作者：司胜义上海核工程研究设计院堆芯设计室上海市虹漕路29号200233

上海核工程研究设计院自主开发的三维堆芯节块程序SHANG已于2001年正式应用于秦山30万千瓦核电厂的换料堆芯设计和燃料管理分析.目前,其升级版(2.0版)也已完成.本文扼要介绍SHANG2.0版中更新的主要计算方法和相关技术特点,以及针对基准... 详细信息

上海核工程研究设计院自主开发的三维堆芯节块程序SHANG已于2001年正式应用于秦山30万千瓦核电厂的换料堆芯设计和燃料管理分析.目前,其升级版(2.0版)也已完成.本文扼要介绍SHANG2.0版中更新的主要计算方法和相关技术特点,以及针对基准问题和工程问题的校算结果的比较分析.

关键词：堆芯节块程序 SHANG程序

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大型低压储罐抗震分析方法研究

大型低压储罐抗震分析方法研究

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第九届中国核学会“核科技、核应用、核经济(三核)”论坛

作者：沈睿工程设备所上海核工程研究设计院上海200233

根据流固耦合(Fluid-Structure-Interaction)相互作用理论和大型低压储罐的结构特点,采用有限元方法对大型低压储罐的抗震分析方法进行了研究.选取低矮型和细高型两种典型锚固储罐分别建立基于流固耦合理论模型和House理论简化模型,研... 详细信息

根据流固耦合(Fluid-Structure-Interaction)相互作用理论和大型低压储罐的结构特点,采用有限元方法对大型低压储罐的抗震分析方法进行了研究.选取低矮型和细高型两种典型锚固储罐分别建立基于流固耦合理论模型和House理论简化模型,研究了液面第一阶晃动频率和储罐系统第一阶主频率与装液量的变化规律.对地震载荷作用下液面晃动波高和罐壁底部的"象足"屈曲变形进行仿真,本文分析方法为大型低压储罐抗震设计提供了参考.

关键词：化学工业低压储罐固有频率抗震分析

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机械密封结构的密封特性分析

机械密封结构的密封特性分析

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MSC.Software虚拟产品开发(VPD)中国用户大会

作者：曹明贺寅彪上海核工程研究设计院工程设备所，上海，200233

使用MSC. Marc 软件对国内某核电站改造项目中使用的特殊机械密封结构进行了有限元分析，对其密封特性有了新的了解。

关键词：密封结构弹塑性大应变 MSC. Marc软件密封特性

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CAE分析技术在第三代核电设备国产化中的任务和方向

CAE分析技术在第三代核电设备国产化中的任务和方向

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2011计算机辅助工程及其理论研讨会

作者：赵飞云于浩贺寅彪姚伟达上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

针对大型先进压水堆核电站重大专项的目标，介绍我国核电设备开发在结构和热工水力CAE分析技术方面的经验积累以及APl000研发中的CAE分析技术引用，总结CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中的三大任务：为设计提供多种参考，保证... 详细信息

针对大型先进压水堆核电站重大专项的目标，介绍我国核电设备开发在结构和热工水力CAE分析技术方面的经验积累以及APl000研发中的CAE分析技术引用，总结CAE分析技术在第三代核电设备国产化过程中的三大任务：为设计提供多种参考，保证概念设计的最优化;逐渐取代已有设计的试验验证，为设计的结构合理性提供支持;建立协同仿真设计分析平台，为设计验证提供优化方案，大幅降低试验造价。

关键词：核电设备产品开发结构设计计算机辅助技术

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核电站压力容器焊接的质量管理

核电站压力容器焊接的质量管理

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：张俊宝余燕上海核工程研究设计院工程设备所上海 200233

核电站压力容器的焊接质量是影响核电站使用性能和使用寿命的重要因素。为了保证压力容器的焊接质量,应从核容器的设计、制造和检验等方面严格控制。

关键词：核电站压力容器焊接质量质量管理

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带喷淋装置的分离型热管冷却乏燃料池的传热性能研究

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制冷技术 2019年第6期39卷 55-61页

作者：黄欣培匡以武王芳袁钢叶成王文上海交通大学制冷与低温工程研究所上海200240 上海核工程研究设计院上海200233

为保证乏燃料水池的长期非能动冷却,本文提出了一种带有喷淋装置的分离型热管冷却乏燃料池布置方案,建立了分离型热管系统的一维数学模型并对换热特性进行了数值模拟,分析了外界环境温度的变化及启用喷淋装置对其换热特性的影响。结果表... 详细信息

为保证乏燃料水池的长期非能动冷却,本文提出了一种带有喷淋装置的分离型热管冷却乏燃料池布置方案,建立了分离型热管系统的一维数学模型并对换热特性进行了数值模拟,分析了外界环境温度的变化及启用喷淋装置对其换热特性的影响。结果表明:该系统可以进行长期非能动冷却乏燃料池,也可以在部分情况下通过喷淋系统运行,明显提高其冷却能力。水池平均温度为90℃,空气温度为25℃时,关闭和启用喷淋装置的系统换热量分别为6.128MW和7.558MW,通过喷淋装置,冷却系统的换热能力提高了约23.3%。

关键词：乏燃料池分离型热管喷淋装置数值模拟

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蒸汽发生器抗震分析方法及影响抗震性能的主要设计参数

蒸汽发生器抗震分析方法及影响抗震性能的主要设计参数

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第九届中国核学会“核科技、核应用、核经济(三核)”论坛

作者：钱浩徐定耿杨仁安梁星筠张可丰应秉斌工程设备所上海核工程研究设计院上海200233

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量把水转化为蒸汽的热交换器,其为核安全1级、抗震Ⅰ类设备.本文介绍了蒸汽发生器抗震分析方法,包含分析所需的输入、建模、分析计算等内容.同时,通过对某在建核电站蒸汽发生器进行地震反应分析,总结... 详细信息

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量把水转化为蒸汽的热交换器,其为核安全1级、抗震Ⅰ类设备.本文介绍了蒸汽发生器抗震分析方法,包含分析所需的输入、建模、分析计算等内容.同时,通过对某在建核电站蒸汽发生器进行地震反应分析,总结得到影响蒸汽发生器抗震性能的主要设计参数.一回路刚度、支撑刚度、抗振条设置、地震反应谱等对蒸汽发生器地震反应结果影响较明显.后续电站蒸汽发生器设计时这些因素需着重考虑。

关键词：核电厂蒸汽发生器地震反应抗震设计

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国和一号(CAP1400)首循环堆芯启动物理试验高保真模拟分析

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强激光与粒子束 2022年第2期34卷 57-62页

作者：彭良辉杨波汤春桃费敬然毕光文杨伟焱沈芷睿肖维申靖文刘鹏张旻婉上海核工程研究设计院有限公司上海200233 上海交通大学核科学与工程学院上海200240 北京应用物理与计算数学研究所北京100094 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400... 详细信息

为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模,开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明,以JMCT程序为参考,NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10^(−5)以内,对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内,对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内,对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内,各程序计算结果符合得很好,可有效支撑反应堆的调试启动过程。

关键词：数值反应堆 JMCT NECP-X SCAP-N 启动物理试验

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