检索结果-内蒙古大学图书馆

第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作,对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析,介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORIGEN2程序的计算模型,以及其它相关计算模型。

关键词：秦山第二核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算 OR(?)GEN2

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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

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中国核电 2008年第3期1卷 212-215页

作者：李冬生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

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。

关键词：先进压水堆燃料组件堆芯装载

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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：王远隆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

本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法,并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计。

关键词：点堆模型刚性问题

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无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用

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中国核电 2008年第4期1卷 304-308页

作者：罗英米小琴钟元章张敬才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

论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 详细信息

论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆压力容器无损检测方面增加了新的要求。

关键词：秦山二期核反应堆压力容器无损检测

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反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析

反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析

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第十四届全国疲劳与断裂学术会议

作者：孙英学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

本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了堆芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,堆芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评... 详细信息

本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了堆芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,堆芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评定准则。

关键词：反应堆压力容器断裂力学裂纹疲劳扩展

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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：王远隆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 610041

本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法，并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计。

关键词：点堆模型刚性问题核反应堆动力学模型

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J2EE信息系统性能故障诊断方法

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中国制造业信息化（学术版） 2008年第9期37卷 22-26页

作者：曾辉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

J2EE系统性能故障往往难以诊断,在分析J2EE系统结构和性能故障机理的基础上,提出了一种层次化的诊断方法,列举了主要的故障原因和处置对策并给出了应用实例,以帮助运行维护人员准确诊断和排除性能故障。

关键词： J2EE 性能故障诊断方法

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核反应堆模糊控制

核反应堆模糊控制

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2008年西南三省一市自动化与仪器仪表学术年会

作者：王远隆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

本文采用比较分析方法,分别用模糊控制技术与常规控制技术实现对反应堆的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,用模糊控制技术实现对反应堆的控制有其独特的优越性.

关键词：核反应堆动力学特性点堆模型模糊控制

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堆芯段筒体快速断裂计算

堆芯段筒体快速断裂计算

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第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：卢岳川中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家级重点实验室

本文研究反应堆压力容器在60年寿期末是否会出现快速断裂.主要考虑的是受堆芯辐照的筒体区域,这是因为辐照会引起材料非延性转变温度(RTNDT)升高,从而降低材料断裂韧性,威胁反应堆压力容器的结构完整性.

关键词：反应堆压力容器快速断裂分析

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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作，对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析，介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORJGEN2程序的计算模型，以及其它相关计算模型。

关键词：核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算安全壳压水堆计算模型

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