检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第5期41卷 189-192页

作者：李庆宋丹戎曾未陈长刘佳王东辉肖仁杰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

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优... 详细信息

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。

关键词： ACP100S 浮动核电站模块化小型堆

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华龙一号堆芯中子注量率测量系统自给能中子探测器关键参数研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 45-49页

作者：黄有骏李文平杨戴博蒋天植王银丽喻恒林超张芸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

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的... 详细信息

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的核、电性能关键参数进行研究和分析,并给出了SPND的设计方案。通过堆上试验验证,其性能满足华龙一号堆芯中子注量率测量的设计需求。

关键词：华龙一号堆芯中子注量率测量自给能中子探测器(SPND) 关键参数

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SiC复合包壳热-力学行为计算理论分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 121-125页

作者：路怀玉庞华刘仕超唐昌兵周毅辛勇李垣明高士鑫青涛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SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC... 详细信息

针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC复合包壳热-力学行为的模拟计算,并与国外公开文献报道进行对比。结果表明,有限元计算方法适用于SiC复合包壳热-力学行为的模拟分析;弹塑性理论和固体传热理论分析表明SiC复合包壳温度场和应力场可解;三维有限元计算结果与文献结果符合较好,证明了计算结果的准确性。

关键词： SiC复合包壳热-力学行为温度场应力场

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核电高效紧凑新型蒸汽发生器设计研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 189-193页

作者：李磊张富源何戈宁吴杨田雅婧李冬慧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

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流... 详细信息

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流式预热器和泥渣收集器,并改进设计了小型双级叶片汽水分离器。计算和分析表明,ZH-J60型SG提高了SG自然循环倍率,提升了整机功率重量比、出口蒸汽品质和运行可靠性,完全满足并在部分关键参数上超过第三代压水堆核电厂SG的水平。

关键词：蒸汽发生器(SG) 轴流式预热器汽水分离器泥渣收集器核电

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核电厂堆腔冷却状态监测研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 94-98页

作者：何鹏陈静李小芬何正熙朱加良徐涛李红霞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

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量... 详细信息

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。

关键词：堆腔冷却严重事故监测堆腔注水严重事故缓解熔融物滞留熔融物探测堆芯熔化

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主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

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核动力工程 2020年第2期41卷 193-197页

作者：关仲华邱志方蒋孝蔚段永强沈云海方浩宇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

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更... 详细信息

以秦山第二核电厂3、4号机组为对象,采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放的影响,并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明,采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放,采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放,避免安全壳超压。

关键词：主蒸汽管道破裂(MSLB)事故质能释放主给水隔离

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贫化铀在快堆辐射场中屏蔽性能及辐照释热影响分析

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现代应用物理 2022年第3期13卷 88-94页

作者：邓理邻翟梓安张丽莉王霜李文瀚夏明明刘汀黄博琛温兴坚魏述平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

研究了贫化铀在快堆中子/γ(n/γ)混合场中的综合屏蔽性能及其辐照释热率,作为对比,同时给出了贫化铀在热堆辐射场中的分析结果。采用粒子输运与燃耗耦合程序,研究了中子和γ射线在贫化铀中的衰减规律和贫化铀的活化行为,并与铅的屏蔽... 详细信息

研究了贫化铀在快堆中子/γ(n/γ)混合场中的综合屏蔽性能及其辐照释热率,作为对比,同时给出了贫化铀在热堆辐射场中的分析结果。采用粒子输运与燃耗耦合程序,研究了中子和γ射线在贫化铀中的衰减规律和贫化铀的活化行为,并与铅的屏蔽计算结果进行比较;分析了贫化铀的辐照释热特性及对屏蔽层温度的影响。结果表明,针对典型快堆n/γ混合场,在本文分析的屏蔽效果指标下,厚度小于16 cm的贫化铀屏蔽层的屏蔽效果都要优于铅。通过对贫化铀辐照释热问题的理论分析得出,贫化铀屏蔽层的辐照释热率高于铅,但对典型核动力反应堆整体屏蔽层温度的影响很小。

关键词：贫化铀屏蔽材料快堆屏蔽性能辐射防护辐照释热

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热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

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核动力工程 2020年第3期41卷 197-201页

作者：王金雨余红星柴晓明张卓华李文杰苏东川曾畅何晓强李松蔚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

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济... 详细信息

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型,以eVinci反应堆为例,开展了燃料循环经济性影响因素探索研究,获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响,热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升,经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。

关键词：热管反应堆燃料经济性功率规模运行温度

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用于求解细网SP3中子输运方程的两节块方法的精度与效率分析

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核动力工程 2020年第2期41卷 184-188页

作者：赵文博于颖锐柴晓明甯忠豪张斌刘琨方浩宇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

采用两节块方法求解细网3阶简化球谐函数(SP3)中子输运方程,该方法只对零阶角通量密度的拉普拉斯算子进行节块法处理,对应的零阶通量密度采用2阶展开,横向泄漏采用零阶近似;以此方法开发了适用于细网全堆输运计算的CORCA-PIN程序,该程... 详细信息

采用两节块方法求解细网3阶简化球谐函数(SP3)中子输运方程,该方法只对零阶角通量密度的拉普拉斯算子进行节块法处理,对应的零阶通量密度采用2阶展开,横向泄漏采用零阶近似;以此方法开发了适用于细网全堆输运计算的CORCA-PIN程序,该程序同时集成了细网有限差分方法。验证算例采用KAIST 3A基准问题及扩展三维问题。数值结果表明,采用栅元1×1划分的两节块法具有可接受的计算精度,而计算时间只有相同精度的细网有限差分方法的11%。因此,本文提出的两节块方法适用于细网SP3中子输运方程计算。

关键词： 3阶简化球谐函数(SP3) 细网两节块

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核电厂电缆老化管理探讨

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科技视界 2023年第5期 99-101页

作者：李朋刘飞洋游洲刘文静刘亚男中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

核电厂电缆老化会导致电缆性能下降,会对核电厂的安全和稳定运行带来较大的隐患,文章介绍了一套完整的核电厂电缆老化管理的建立流程,为核电厂电缆老化的监测、预防、处理以及电缆寿命评估提供依据。

关键词：核电厂电缆老化管理

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