检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2018年第3期39卷 166-170页

作者：李满仓陈长姚栋魏彦琴吴文斌赵文博黄世恩倪东洋巨海涛郑洪涛秦冬张知竹汪量子吴磊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610213

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟... 详细信息

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟实验,验证SARCS-4程序系统的正确性和可靠性。按照单变量准则和多样化准则,考察控制棒、可燃毒物棒、围板和堆芯布置等因素。模拟实验临界棒位校核分析表明:堆芯泄漏、围板效应、控制棒和可燃毒物棒效应是影响校核精度的主要因素,SARCS-4计算程序系统对模拟实验的整体计算精度相对较高,特殊布置堆芯仍需进一步提高计算精度,后续将通过进一步的实验和研究开展持续验证和改进。

关键词：中子学程序包 SARCS-4 临界物理实验模拟实验

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304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究

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核动力工程 2007年第z1期28卷 53-57页

作者：蒋有荣庞华王智博王涛涛中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应... 详细信息

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好.在反应堆中304L不锈钢可以替代的321不锈钢.

关键词： 304L不锈钢 321不锈钢性能代替可行性

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秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

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核动力工程 2007年第Z1期28卷 48-52页

作者：罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐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重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 详细信息

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.

关键词：秦山二期反应堆压力容器管座焊接

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连续能量共轭加权蒙特卡罗动态参数计算

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计算物理 2018年第1期35卷 87-94页

作者：彭钢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

本文开展基于连续能量共轭加权蒙特卡罗的堆芯动态参数计算研究,这些参数主要包括缓发中子有效份额、瞬发中子代时间和瞬发中子衰减常数,在目前普遍采用的迭代裂变概率（IFP）的基础上,扩展原有IFP方法中共轭通量的选择,比较径迹长度估... 详细信息

本文开展基于连续能量共轭加权蒙特卡罗的堆芯动态参数计算研究,这些参数主要包括缓发中子有效份额、瞬发中子代时间和瞬发中子衰减常数,在目前普遍采用的迭代裂变概率（IFP）的基础上,扩展原有IFP方法中共轭通量的选择,比较径迹长度估计、碰撞估计、吸收估计和tally记数估计的差别,及协方差和方差权重计算.同时,给出多个概率区间的动态参数分布范围,对迭代裂变概率法进行深入的研究,对比并给出下一代事件估计计数和不同中间代迭代裂变概率估计计数对计算结果的影响,从中得出合适的迭代代数.相关程序在计算完成后自动输出各种粒子分布状况统计.

关键词：连续能量蒙特卡罗共轭权重动态参数

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燃料组件少群参数计算程序AFGPB及其基准验证

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核动力工程 2006年第4期27卷 8-12页

作者：姚栋李大图于颖锐马永强尹强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机... 详细信息

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好。

关键词：组件计算少群参数基准问题

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含轴向贯穿裂纹三通断裂有限元计算方法

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核动力工程 2008年第3期29卷 32-34,40页

作者：卢岳川臧峰刚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成都610041

基于有限元程序ABAQUS开展了对含轴向贯穿裂纹三通断裂有限元计算方法的研究,重点介绍了计算模型的建立、J-积分计算方法的研究。将直管的有限元计算结果与理论计算结果进行了对比,结果表明,二者基本吻合。由此表明,在应用ABAQUS程序进... 详细信息

基于有限元程序ABAQUS开展了对含轴向贯穿裂纹三通断裂有限元计算方法的研究,重点介绍了计算模型的建立、J-积分计算方法的研究。将直管的有限元计算结果与理论计算结果进行了对比,结果表明,二者基本吻合。由此表明,在应用ABAQUS程序进行计算J-积分时,所用的计算方法、参数的输入、奇异单元的选取等是正确的。因此,可按该方法和步骤应用ABAQUS程序计算含裂纹三通的J-积分。

关键词： ABAQUS程序裂纹三通断裂研究

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蒙特卡罗算法并行计算研究

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核动力工程 2007年第4期28卷 20-24页

作者：王家翀许川姚栋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 中国核动力研究设计院成都610041

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优... 详细信息

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优劣的比较以及程序实现过程中的难点进行了分析,最终给出了测试结果和研究结论。结果表明,MC算法在粒子输运计算过程中有着相当好的计算效率。

关键词：蒙特卡罗算法并行计算计算效率

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含环向贯穿裂纹弯管的J积分研究

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核动力工程 2007年第2期28卷 33-37页

作者：黄庆臧峰刚中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,... 详细信息

弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,得到了含环向贯穿裂纹弯管的J积分的数值分析结果。计算结果表明,弯曲半径对J积分的影响与裂纹的位置无关,与裂纹的大小关系密切。弯曲半径对含小裂纹弯管的J积分的影响并不明显,对含较大裂纹弯管的J积分而言,J积分随着弯曲半径比Rb/R增大而减小。在末端转角相同的情况下,壁厚比R/t与J积分近似成线性关系,即可以通过线性插值的方法进行计算。

关键词：贯穿裂纹弯管 J积分 ABAQUS软件弹-塑性断裂力学有限元

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反应堆压力容器螺孔及螺栓损伤评价技术

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核动力工程 2015年第5期36卷 22-24页

作者：郑连纲邹鸣中谢海中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原... 详细信息

在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原则,同时针对严重缺陷给出了相应的力学分析方法。

关键词：螺孔螺栓缺陷

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铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

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核动力工程 2007年第3期28卷 68-71,112页

作者：王连杰姚栋陈炳德中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参... 详细信息

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好。

关键词：铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发验证

来源：评论

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