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蠕变-疲劳交互作用下P92钢的循环变形行为
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机械工程材料 2022年 第5期46卷 36-41页
作者: 张尚林 轩福贞 邱阳 谢国福 李国栋 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 华东理工大学机械与动力工程学院 上海200237
在625℃下对P92钢进行了蠕变-疲劳试验,分析了应变幅(0.4%~1.4%)和保载时间(30~300 s)对P92钢循环变形行为的影响,探讨了蠕变-疲劳交互作用下的微观机制,并与低周疲劳试验进行了对比。结果表明:蠕变-疲劳交互作用引起P92钢从非Masing特... 详细信息
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华龙一号PRS系统改进和分析
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 32-35页
作者: 崔怀明 余小权 鲜麟 黄代顺 卢毅力 何劲松 王明利 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
为应对蒸汽发生器(SG)二次侧热阱功能丧失的设计扩展工况,华龙一号(HPR1000)设置了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。本文基于优化设计、提高经济性的考虑,提出了取消PRS应急补水箱的设计改进方案,并对改进方案产生的影响进行了分析。结... 详细信息
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状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发
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核动力工程 2020年 第6期41卷 150-154页
作者: 喻娜 冉旭 鲜麟 李峰 张卓华 吴清 刘昌文 冷贵君 陈伟 方红宇 陈宏霞 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
"华龙一号"采用征兆导向应急运行规程(SEOP)进行事故处理。本文对SEOP二回路管道破裂事故相关规程进行研究,包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程,构建了合理的规程框架以及不事故采用的处理规程,并结合"... 详细信息
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面向协方差矩阵抽样的快不确定性分析方法研究
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核动力工程 2021年 第5期42卷 81-85页
作者: 朱润泽 马续波 王冬勇 张斌 彭星杰 王连杰 华北电力大学核科学与工程学院 北京102206 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
基于传统统计学抽样的不确定性分析方法由于算法简单、程序容易实现及时考虑高阶效应受到国内外广泛关注,但上述方法通常需要大量样本才能保证响应量计算精度。研究发现,产生以上现象的原因是抽样样本质量不高。通过改进抽样方法,面... 详细信息
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“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备架构设计
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核动力工程 2020年 第1期41卷 104-107页
作者: 郑杲 黄可东 李国勇 许明周 青先国 何正熙 李梦书 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
针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题,结合核电站现场运行维护经验反馈,通过对棒位处理方法的设计研究,研制出"华龙一号"核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在:棒位处理数字化平台采用先进的可编程... 详细信息
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严重事故下小型安全壳内氢气风险分析
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 64-68页
作者: 许幼幼 彭欢欢 张明 邹志强 邓坚 王小吉 鲍辉 程坤 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
采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速... 详细信息
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弥散颗粒型燃料特征线方法输运计算研究
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原子能科学技术 2021年 第5期55卷 865-872页
作者: 梁越超 宇炎 张乾 李颂 梁亮 赵强 娄磊 李满仓 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室 黑龙江哈尔滨150001 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 四川成都610213
弥散颗粒型燃料的子输运问题因其特有的随机性和双重非均匀性难以直接使用现有输运方法进行求解。Sanchez-Pomraning方法借助更新方程,对特征线方法进行改进,使其能应用于弥散颗粒型燃料的输运计算。本文对二维圆柱形弥散颗粒燃料... 详细信息
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压水核电厂运行模式总体设计研究
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核动力工程 2020年 第4期41卷 203-207页
作者: 崔怀明 周金满 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
根据电网需求和建造成本选择适当的反应堆功率控制方式并确定运行模式的功能要求,然后根据确定的运行模式功能要求,进行运行模式设计、控制系统设计及甩负荷设计;最后对采用该运行模式的核电厂进行芯功率能力分析和相关事故分析,结果... 详细信息
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核电厂数字化主控制操纵评价系统技术研究
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核动力工程 2020年 第S02期41卷 41-44页
作者: 青先国 赵阳 李伟 肖鹏 简一帆 陈明虎 唐涛 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
目前核电厂数字化主控制防止人因失误和降低操纵员不恰当动作的概率在很大程度上仍然依赖于严格遵守规程和操纵员之间的人工交叉检查,该方法效率较低。本文提出了一种核电厂数字化主控制操纵评价系统。该系统提供了多种功能,包括状... 详细信息
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铪替代银-铟-镉合金控制棒价值分析
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核动力工程 2020年 第1期41卷 194-198页
作者: 倪东洋 刘琨 魏彦琴 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
随着我国锆铪分离技术的突破,核级海绵铪已经实现了工业规模的生产,为国内核电厂使用铪作为控制棒材料奠定了物质基础。本文从控制棒价值及控制棒材料燃耗特性角度,分析天然铪(Hf)、硼化铪(HfB2)、氢化铪(HfHX)、氧化铪(HfO2)4种材料替... 详细信息
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