检索结果-内蒙古大学图书馆

世界科技研究与发展 2016年第1期38卷 62-65,84页

作者：赫荣辉孙燕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610041

反应堆半充水运行期间的核安全问题不容忽视,目前已有的对半充水运行工况的研究对模块式反应堆并不适用。为了研究半充水运行期间反应堆压力容器液位对余热排出泵运行的影响,本文通过计算流体力学方法,对模块式反应堆半充水工况反应堆... 详细信息

反应堆半充水运行期间的核安全问题不容忽视,目前已有的对半充水运行工况的研究对模块式反应堆并不适用。为了研究半充水运行期间反应堆压力容器液位对余热排出泵运行的影响,本文通过计算流体力学方法,对模块式反应堆半充水工况反应堆的排水过程进行了数值模拟研究,并与实际工程比较以验证分析方法的可靠性。研究结果表明本文采用的分析方法合理可靠。当反应堆压力容器液位下降到高出余热排出接管中心324 mm左右时,余热排出接管内含气率接近余热排出泵正常运行限值,此后反应堆液位继续下降,余热排出接管内的含气率迅速增加。因此模块式反应堆半充水运行工况的相对液位不应低于324 mm。

关键词：模块式反应堆半充水数值模拟可靠性

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考虑瞬态分析的反应堆结构关键间隙优化设计

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兵器装备工程学报 2016年第11期37卷 146-150页

作者：胡朝威王庆田夏欣李燕何培峰余志伟蒋兴钧王仲辉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610041

反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素,针对三种典型间隙,基于通用有限元软件ANSYS,研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化,提出了一种新的反应堆内关键间隙优... 详细信息

反应堆堆内关键间隙设计是反应堆堆内构件结构设计的关键内容。分析了影响堆内构件与压力容器间间隙值的影响因素,针对三种典型间隙,基于通用有限元软件ANSYS,研究了瞬态工况下反应堆内关键间隙变化,提出了一种新的反应堆内关键间隙优化设计方法。研究成果已成功应用于三代核电华龙一号反应堆内关键间隙的优化设计中,有效提高了反应堆内关键间隙设计的合理性和可靠性。

关键词：反应堆结构瞬态关键间隙

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核电站堆内构件吊篮筒体的无损检测

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无损探伤 2016年第2期40卷 38-40页

作者：蒋兴钧王庆田罗英李娜张宏亮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610041

介绍了RCC-M规范下压水堆核电站堆内构件吊篮筒体的无损检测技术,包括液体渗透、射线与超声波检测。同时介绍了各种检测方法应注意的事项,以更好实现吊篮筒体的无损检测,确保焊缝与堆焊层的焊接质量。

关键词： RCC-M 核电站压水堆堆内构件吊篮筒体无损检测

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核电厂丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响评价

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核安全 2016年第1期15卷 43-47页

作者：喻娜陈宏霞张晓华吴鹏张丹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

本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相... 详细信息

本文采用保守的分析方法,评价了在巴基斯坦卡拉奇核电项目中丧失厂外电源对汽轮机事故停机的影响,包括对堆芯完整性及反应堆冷却剂系统压力边界完整性进行评估。结果表明,堆芯最小偏离泡核沸腾比高于安全分析限值,一回路压力峰值低于相应的压力限值,从而证明了该核电厂的设计可以确保汽轮机事故停机叠加丧失厂外电源事件的结果满足安全准则要求。

关键词：汽机停机丧失厂外电源偏离泡核沸腾比超压

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小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究

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核科学与工程 2016年第3期36卷 335-340页

作者：陈玉清赵新文杨磊中国核动力研究设计院核反应堆系统技术重点实验室四川成都610213 海军工程大学核能科学与工程系湖北武汉430033

根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将... 详细信息

根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。

关键词：小型压水堆严重事故始发事件 SCDAP/RELAP5 断电事故

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无损检验在反应堆堆内构件制造中的应用

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无损探伤 2016年第3期40卷 44-46页

作者：蒋兴钧李娜张翼张宏亮饶琦琦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610041

介绍了RCC-M规范下多种无损检验技术在压水堆反应堆堆内构件制造中的应用,主要包括液体渗透、射线与超声波检验。同时介绍了各种检验方法应注意的事项,以更好地实现堆内构件的无损检验,确保堆内构件的产品质量。

关键词： RCC-M 核反应堆堆内构件无损检验

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含表面缺陷压力容器快速疲劳评定

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机械工程师 2016年第5期 94-96页

作者：邝临源郑连纲王东辉苏东川孙英学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

采用快速高效的方法完成了含表面缺陷压力容器的疲劳评定。该方法以核压力容器常用材料为研究对象,给出了关键参数的取值和适用范围。以压力容器的圆筒形结构为典型结构、M310机组一回路温度-压力瞬态为载荷输入,归纳了应力幅值的计算... 详细信息

采用快速高效的方法完成了含表面缺陷压力容器的疲劳评定。该方法以核压力容器常用材料为研究对象,给出了关键参数的取值和适用范围。以压力容器的圆筒形结构为典型结构、M310机组一回路温度-压力瞬态为载荷输入,归纳了应力幅值的计算式。上述研究为含表面缺陷压力容器疲劳评定做了技术储备,经工程实践检验,达到了工程应用的要求。

关键词：压力容器表面缺陷疲劳评定累积使用系数

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控制棒驱动机构用同步磁阻电机低速运转平稳性研究

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机械设计与制造工程 2016年第12期45卷 91-96页

作者：于天达杨方亮陈西南杨晓晨唐向东邓强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

首先通过分析控制棒驱动机构中同步磁阻电机在低速运行时出现失稳的原因,得到了齿槽转矩脉动、换相换流转矩脉动和低速时电流非正弦引起的转矩脉动对转矩波动的影响规律。然后通过建立的低速运转仿真模型得到了电机在不同转速下的电流... 详细信息

首先通过分析控制棒驱动机构中同步磁阻电机在低速运行时出现失稳的原因,得到了齿槽转矩脉动、换相换流转矩脉动和低速时电流非正弦引起的转矩脉动对转矩波动的影响规律。然后通过建立的低速运转仿真模型得到了电机在不同转速下的电流和输出转矩,并针对仿真结果,提出了从电机本体结构和控制方式对电机转矩脉动进行优化的方案。仿真结果表明:优化后电机低速运行平稳性得到明显改善,在低速运行时的电流畸变率减小了65%,转矩脉动最高减小了81%。

关键词：控制棒驱动机构同步磁阻电机转矩脉动有限元仿真

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压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

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中国核电 2016年第4期9卷 298-305页

作者：王庆田罗英胡朝威蒋兴钧王仲辉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

堆内构件是反应堆内部的关键设备,属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件,对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料,分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等,从而给出了推... 详细信息

堆内构件是反应堆内部的关键设备,属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件,对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料,分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等,从而给出了推荐的材料选择。

关键词：压水堆堆内构件材料腐蚀选择

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燃料棒包壳氧化层溶解失效准则研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 116-121页

作者：刘丽莉余红星陈亮邓坚张明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610041

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在... 详细信息

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在熔融锆中溶解失效的准则。以FPT-0实验结果验证后发现该失效准则可以较准确地预测包壳氧化层的溶解失效。为增加该准则在严重事故计算程序中的适用性,在燃料棒设计结构一定的条件下,进一步将该准则量化为温度的函数,分析表明包壳氧化程度和燃料棒温度上升速率是影响包壳氧化层失效温度的主要因素。利用该失效准则可以同时获得包壳氧化层失效后再定位的熔融物的质量及成分含量。

关键词：失效准则包壳氧化溶解动力学严重事故

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