检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第S1期30卷 65-69页

作者：聂华刚宋小明牛文华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成都610041

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结... 详细信息

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结果与试验结果的比较分析表明,两者吻合较好。

关键词： MIPR 堆芯模拟体 CFD 气-液两相流传热

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秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计

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核动力工程 2008年第1期29卷 5-9页

作者：何正熙李白吴峻张帆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成都610041

由于秦山核电二期工程中使用的堆芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全级数字化仪表控制系统(TXS)作为堆芯冷却监测系统的处理平台。本文详细描述了采用TXS平台后堆芯冷却监测系统的结构和工作原理。

关键词：堆芯冷却监测系统 TXS 分散控制系统

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AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

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核动力工程 2014年第6期35卷 96-99页

作者：韩勇刘飞洋刘文静高永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成都610041

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并... 详细信息

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。

关键词： AP1000 反应堆冷却剂泵中压变频器单元串联矢量控制

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超临界核电厂汽轮机和热力系统的研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 75-77,96页

作者：黄学孔马爱萍孙奇隋海明杨洪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成都610041

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适... 详细信息

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适应机组滑压启动要求。本文对超临界核电机组的汽轮机设计和热力系统的总体方案进行了详细介绍。

关键词：超临界核电机组汽轮机组热力系统启停系统

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超临界水冷堆专设安全系统设计方案

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核动力工程 2013年第1期34卷 71-74页

作者：隋海明单建强黄学孔苟军利杨洪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成都610041

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选... 详细信息

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选取失流事故对SCWR安全系统的运行进行分析,验证了上述专设安全系统的有效性。

关键词：超临界水冷堆核电厂安全系统

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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

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核动力工程 2007年第3期28卷 87-89页

作者：刘文进毛庆曾忠秀秦余新张毅雄王伟吴万军杨凯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成都610041

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料... 详细信息

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。

关键词：测量结果小支管振动振动测量

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秦山核电厂二期扩建工程吊篮筒体焊接变形的分析及其控制

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核动力工程 2010年第6期31卷 1-4,9页

作者：王庆田许斌何大明李燕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成都610041

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减... 详细信息

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减小焊接变形。结果表明,4#吊篮筒体焊接结果满足设计要求。

关键词：反应堆堆内构件核电吊篮筒体焊接变形控制

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燃料棒芯块中Kr、Xe的低温释放机理

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核动力工程 2009年第S1期30卷 6-8,13页

作者：周毅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成都610041

在Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率... 详细信息

在Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率约为圆柱体芯块表面的两倍;当倒角的表面积与圆柱体芯块表面积相比不可忽略时,裂变气体反冲释放份额的计算应考虑倒角的影响。

关键词： UO2芯块裂变气体低温释放机理

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岭澳核电站二期反应堆核测量相关系统设计

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核动力工程 2012年第2期33卷 1-4页

作者：李文平杨戴博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成都610041

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、... 详细信息

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、RIC、LSS不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与DCS的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。

关键词：岭澳核电站二期核测量系统功能分配接口

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堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

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核动力工程 2008年第5期29卷 72-76页

作者：关仲华余红星江光明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成都610041

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯... 详细信息

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响。针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策。结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应。

关键词：堆芯熔融物自然对流换热集热效应

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