检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2017年第6期 20-21页

作者：蒋天植沈峰杨戴博王银丽黄有骏袁彬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610041

LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,... 详细信息

LBB(Leak-Before-Break)技术是保证核反应堆结构安全和可靠的一种重要分析方法 ,广泛应用于三代核电堆型中。该技术降低了核电厂设计、建造及维护的复杂性,提升了核电厂的经济性。本文对LBB技术在三代核电堆型中的应用情况进行了研究,并对各堆型中基于LBB技术的泄漏监测系统的原理、技术特点及性能指标进行了介绍和分析。最后,对各种探测技术进行了总结。

关键词： LBB 压水堆泄漏监测三代核电厂

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蒸汽发生器给水环设计与水力特性分析

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科技视界 2017年第29期 69-70页

作者：胡彧鲁佳李冬慧谈国伟何戈宁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610041

在蒸汽发生器(SG)给水环的设计中,传热管冷侧和热侧热负荷不均的特性要求通过合理的结构布置使给水按合理的比例分配给冷侧和热侧,以适应两侧不同的热负荷,保证二次侧自然循环回路的稳定性。本文介绍了国内二代改进型机组55/19B型蒸汽... 详细信息

在蒸汽发生器(SG)给水环的设计中,传热管冷侧和热侧热负荷不均的特性要求通过合理的结构布置使给水按合理的比例分配给冷侧和热侧,以适应两侧不同的热负荷,保证二次侧自然循环回路的稳定性。本文介绍了国内二代改进型机组55/19B型蒸汽发生器的给水环的结构设计,建立了给水环的水力计算模型,通过分析,得到了给水环的水力特性及给水分配情况,证明了设计满足给水分配要求。

关键词：给水环蒸汽发生器水力特性

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低风速条件下变速变桨风力机叶片的优化设计

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科技视界 2017年第5期 13-15,49页

作者：王浩煜朱发文刘洋华齐敏谷明非郑美银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610041

目前全国可利用低风速资源丰富,若对其加以利用,可有效降低输电成本,提升电力供给。但将现有叶片直接应用于低风速风场会存在匹配性问题,有必要对其进行优化设计。本文考虑变速变桨风力机的特性,以年发电量最大和叶片面积所代表的材料... 详细信息

目前全国可利用低风速资源丰富,若对其加以利用,可有效降低输电成本,提升电力供给。但将现有叶片直接应用于低风速风场会存在匹配性问题,有必要对其进行优化设计。本文考虑变速变桨风力机的特性,以年发电量最大和叶片面积所代表的材料成本最小为优化目标,建立了低风速条件下风力机叶片的优化设计模型。在此基础上,将具有高空气动力学性能的CQU-A系列翼型族用于某850 KW叶片,在平均风速为7m/s的低风速下对叶片的气动外形和最佳桨距角进行了优化设计。与原叶片相比,优化后的叶片在年发电量增加3.6%的同时叶片面积减小了34.6%。

关键词：风力机叶片变速变桨优化设计低风速

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测量和预测棒束CHF数据对比方法研究

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原子能科学技术 2016年第4期50卷 635-639页

作者：卢庆余红星张虹焦拥军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610041

通过采用子通道程序FLICA建模分析5×5棒束临界热流密度试验,并分别采用直接代入法(DSM)和能量平衡法(HBM)两种方法利用已有临界热流密度关系式获得计算的临界热流密度,并将计算的临界热流密度与试验获得的临界热流密度对比分析,探... 详细信息

通过采用子通道程序FLICA建模分析5×5棒束临界热流密度试验,并分别采用直接代入法(DSM)和能量平衡法(HBM)两种方法利用已有临界热流密度关系式获得计算的临界热流密度,并将计算的临界热流密度与试验获得的临界热流密度对比分析,探讨了棒束临界热流密度试验数据的处理方法。结果表明,在棒束临界热流密度试验数据与已有关系式计算数据的对比中,HBM是一种更合理的方法。

关键词：棒束临界热流密度直接带入法能量平衡法

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AP1000核电厂堆内构件上支承柱优化设计与焊接工艺研究

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金属加工（热加工） 2017年第A1期 139-142页

作者：王庆田罗英胡朝威李燕金伟芳冷晓春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上海第一机床厂

介绍了AP1000核电厂堆内构件上支承柱的结构特征以及焊接变形的控制难点,在吸取其他核电厂焊接经验的基础上,本文针对AP1000核电厂反应堆堆内构件上支承柱的焊接提出一些防变形的控制措施,包括设计和焊接工艺措施,将上述措施应用到上支... 详细信息

介绍了AP1000核电厂堆内构件上支承柱的结构特征以及焊接变形的控制难点,在吸取其他核电厂焊接经验的基础上,本文针对AP1000核电厂反应堆堆内构件上支承柱的焊接提出一些防变形的控制措施,包括设计和焊接工艺措施,将上述措施应用到上支承柱的焊接上,焊接结果满足设计要求。

关键词： AP1000 堆内构件上支承柱优化设计焊接工艺改进

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压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究

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科技视界 2017年第6期 336-337页

作者：周科张丹魏宗岚初晓吴广皓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

绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热,以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式,一般可分为一次侧余排(S-PRS)和二次侧余排(T-PRS)。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例,分析这两种非能动余排在事故下的响... 详细信息

绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热,以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式,一般可分为一次侧余排(S-PRS)和二次侧余排(T-PRS)。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例,分析这两种非能动余排在事故下的响应,为系统设计提供相应的参考。

关键词：非能动余排余热压水堆对比

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非能动余热排出系统泄漏监测方法研究

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核动力工程 2016年第1期37卷 86-90页

作者：汪宇陈志辉郝承明孙燕黄伟中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

以模块化小型压水堆(ACP100)非能动余热排出系统为对象,建立系统进口管段一维传热模型,研究进口管段传热特性及系统泄漏瞬态,一维模型计算结果与三维模型基本吻合。分析结果表明,温度计测点设置在进口管高点下游的0.3 m外可以避免热源... 详细信息

以模块化小型压水堆(ACP100)非能动余热排出系统为对象,建立系统进口管段一维传热模型,研究进口管段传热特性及系统泄漏瞬态,一维模型计算结果与三维模型基本吻合。分析结果表明,温度计测点设置在进口管高点下游的0.3 m外可以避免热源的影响;通过温度可以监测和量化泄漏率,泄漏率越高,测点最高温度就越大;当泄漏率高于8×10^(-4) m^3/h时,可以忽略泄漏过程中轴向传热的影响。

关键词：一维模型温度分布泄漏率传热量

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热工水力与安全分析关键软件自主研发

热工水力与安全分析关键软件自主研发

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：刘余邓坚冷贵君潘俊杰卢宗建李庆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中国核动力研究设计院

对于反应堆热工水力与安全分析专业而言,设计软件承载了大量的理论模型和工程经验,其自主化程度直接体现着专业的技术水平和核心能力。中国核动力研究设计院从核电工程设计需求出发,合理规划,科学实施,研发了热工水力与安全分析关键软件... 详细信息

对于反应堆热工水力与安全分析专业而言,设计软件承载了大量的理论模型和工程经验,其自主化程度直接体现着专业的技术水平和核心能力。中国核动力研究设计院从核电工程设计需求出发,合理规划,科学实施,研发了热工水力与安全分析关键软件,包括:堆芯热工水力分析软件CORTH、反应堆水力学计算软件PHYCA、热工水力瞬态分析软件TRANTH和反应性事故分析软件PRINA。本文对这些软件的自主研发历程进行了全面的梳理,覆盖需求分析、模型研究、软件设计、编码、测试和验证等全过程,总结了自主化软件的特点。热工水力与安全分析关键软件的成功研发,为核电机组出口提供了配套的自主化软件,有利于提升核电出口的竞争力。

关键词：热工水力安全分析自主化软件研发

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核数据敏感性与不确定性分析及其在目标精度评估中的应用

核数据敏感性与不确定性分析及其在目标精度评估中的应用

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第一届全国空间核动力学术会议

作者：刘勇曹良志吴宏春郑友琦万承辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容.另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义.基于敏感... 详细信息

核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容.另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义.基于敏感性与不确定性分析的目标精度评估,是给出核数据精度要求,从而降低计算结果不确定性的重要途径.本文提出了两步法的敏感性计算策略,针对快堆基准题BN-600,进行了有效增殖因数的敏感性分析,并量化了其不确定性的主要来源.通过建立目标精度评估问题对应的优化问题数学模型,采用差分进化算法,给出了有效增殖因数的目标精度为0.3％时核数据应达到的不确定性要求.

关键词：反应堆物理计算核数据敏感性不确定性目标精度评估

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核动力装置冷启堆自动控制方法研究

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核动力工程 2016年第1期37卷 62-66页

作者：余刃陈智杨怀磊陈玉昇肖凯刘洋海军工程大学武汉430033 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

针对核动力装置冷启堆自动控制问题,确定总体控制策略,并采用不同控制方法,分别设计启堆过程不同阶段的一回路平均温度、稳压器温度、压力、水位,以及蒸汽发生器(SG)二次侧蒸汽压力的控制算法;采用基于RELAP5和SIMULINK的核动力装置控... 详细信息

针对核动力装置冷启堆自动控制问题,确定总体控制策略,并采用不同控制方法,分别设计启堆过程不同阶段的一回路平均温度、稳压器温度、压力、水位,以及蒸汽发生器(SG)二次侧蒸汽压力的控制算法;采用基于RELAP5和SIMULINK的核动力装置控制综合仿真平台对启堆过程进行仿真计算。结果表明,所设计的控制方法能够实现反应堆从冷态停堆到具备带负荷运行条件的全过程自动控制,并满足启堆操作规程和安全性的要求。

关键词：核动力装置冷启堆自动控制仿真

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