检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第S2期36卷 60-63页

作者：任云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

测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取依据是确保反应堆冷却剂的流动时间满足安全准则的要求(等于或小于1 s)。通过对测温旁路Flowmaster仿真模型进行分析,同时对比某核电厂的调试数据,分析结果表明:测温旁路管线的设计和布置以... 详细信息

测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取依据是确保反应堆冷却剂的流动时间满足安全准则的要求(等于或小于1 s)。通过对测温旁路Flowmaster仿真模型进行分析,同时对比某核电厂的调试数据,分析结果表明:测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取合理可行,反应堆冷却剂的流动时间能够满足安全准则的要求。

关键词： Flowmaster 仿真模型测温旁路

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基于Tricon V10 PLC平台的核电厂保护系统设计

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核动力工程 2015年第6期36卷 115-119页

作者：罗炜刘宏春冯威朱攀王银丽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

反应堆保护系统执行核电厂最重要的安全功能。本文提出了基于Tricon V10 PLC平台的反应堆保护系统方案,详细介绍了保护系统的结构、接口、多样性和故障检测设计。

关键词：保护系统 Tricon 结构接口多样性故障检测

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基于GB151方法验算立式蒸汽发生器管板厚度

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科技视界 2016年第11期 16-16,18页

作者：张敏杰何震田宇郭兴坤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

在压水堆核电厂立式蒸汽发生器设计中,强度计算是确定各部分基本尺寸的重要依据。其中,管板作为一二次侧的压力边界,同时本身有数量众多的开孔,厚度取值尤为重要。本文在压水堆核电厂蒸汽发生器设计中常用的管板计算方法基础上,采用国... 详细信息

在压水堆核电厂立式蒸汽发生器设计中,强度计算是确定各部分基本尺寸的重要依据。其中,管板作为一二次侧的压力边界,同时本身有数量众多的开孔,厚度取值尤为重要。本文在压水堆核电厂蒸汽发生器设计中常用的管板计算方法基础上,采用国家标准GB151《管壳式换热器》进行验算。结果表明,国家标准GB151的验算精度良好,可以作为管板强度计算常用方法的有效补充。

关键词：压水堆立式蒸汽发生器管板厚度验算

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蒸汽发生器役前二次侧水压试验系统加热水箱流场分析与结构优化

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核动力工程 2015年第S2期36卷 46-49页

作者：何戈宁何劲松李冬慧吴舸霍蒙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

采用计算流体力学(CFD)方法对电加热水箱的流动与传热特性进行流固耦合的三维数值模拟计算。通过优化设计提出新的电加热水箱支撑板结构。新结构可以为电加热元件提供可靠的支撑,并使电加热元件表面最高温度显著降低(降低约100℃),可有... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法对电加热水箱的流动与传热特性进行流固耦合的三维数值模拟计算。通过优化设计提出新的电加热水箱支撑板结构。新结构可以为电加热元件提供可靠的支撑,并使电加热元件表面最高温度显著降低(降低约100℃),可有效地防止由电加热元件壁面局部温度过高引起的液体沸腾汽化。

关键词：蒸汽发生器役前二次侧水压试验电加热水箱计算流体力学(CFD) 结构优化

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杂质颗粒对蝶阀及管路冲蚀影响研究

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科技视界 2016年第8期 9-10,8页

作者：赫荣辉苏应斌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

压水堆核电厂乏燃料水池靠乏燃料水池冷却系统冷却。在长期运行以后,池水中含有一定量的杂质颗粒,水池水质的变化对乏燃料水池冷却系统产生一定的影响。本文利用CFD对乏燃料水池冷却系统的蝶阀及相连接的管路受固体杂质颗粒冲蚀问题进... 详细信息

压水堆核电厂乏燃料水池靠乏燃料水池冷却系统冷却。在长期运行以后,池水中含有一定量的杂质颗粒,水池水质的变化对乏燃料水池冷却系统产生一定的影响。本文利用CFD对乏燃料水池冷却系统的蝶阀及相连接的管路受固体杂质颗粒冲蚀问题进行了模拟分析,计算得出了在不同流速下固体颗粒对阀门及管道的冲蚀量,通过对模拟数据的处理确定了受侵蚀严重的部位,计算表明流速是导致冲蚀现象的主要原因。

关键词： CFD 冲蚀流速

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Inconel 718合金压紧弹簧应力腐蚀开裂的应力阈值研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 97-101页

作者：陈亮庞华宋小明刘丽莉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

采用适当的热处理时效工艺,可以避免板状压紧弹簧的Inconel 718镍基合金在晶界上产生有害的δ相,从而对压水堆一回路水质条件具有较低的应力腐蚀开裂敏感性。为防止镍基合金发生应力腐蚀开裂(SCC),其承受的应力不应超过该合金屈服强度的... 详细信息

采用适当的热处理时效工艺,可以避免板状压紧弹簧的Inconel 718镍基合金在晶界上产生有害的δ相,从而对压水堆一回路水质条件具有较低的应力腐蚀开裂敏感性。为防止镍基合金发生应力腐蚀开裂(SCC),其承受的应力不应超过该合金屈服强度的75%~80%。对于采用Inconel 718材料的板状压紧弹簧,其设计应力阈值设为931 MPa(135 ksi)在合理范围内,且其数值并不保守。

关键词：应力腐蚀开裂镍基合金压紧弹簧应力阈值

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燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响研究

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核动力工程 2015年第1期36卷 38-40页

作者：景福庭杨洪润吕焕文于红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

分析燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响,得出结论:燃料氧化后,燃料中铀原子空位增多对裂变产物释放的影响要大于导热率降低后燃料温度上升带来的影响;裂变产物释放份额随氧铀比升高而增大,燃料棒线功率密度越高,效应越明显。

关键词：燃料氧化裂变产物扩散释放

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二代加核电堆内构件实堆辐照监督结构研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 30-32页

作者：方才顺张宏亮刘晓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

核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为... 详细信息

核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为了较为准确地了解辐照老化对堆内构件使用的影响,本文提出了堆内构件实堆辐照监督结构方案。

关键词：堆内构件老化实堆辐照

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蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统蒸汽管道凝水影响分析

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科技视界 2016年第13期 143-143,162页

作者：张玉龙赖建永任云曹思民刘文静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

田湾核电站扩建工程5、6号机组新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施,蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的管道与主蒸汽管道相连,在应急余热排出冷却器入口处设置了一个U型水封,水封前的蒸汽管道敷设保温... 详细信息

田湾核电站扩建工程5、6号机组新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施,蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的管道与主蒸汽管道相连,在应急余热排出冷却器入口处设置了一个U型水封,水封前的蒸汽管道敷设保温层,水封及下游部分管道不敷设保温层。机组运行期间,蒸汽在水封处冷凝,以避免蒸汽进入冷却器,从而减少蒸汽的热量损失。但考虑到保温层的散热,长期运行期间会有少量的蒸汽冷凝成水,如果这部分水回流到主蒸汽管道中,则会增大汽轮机入口的蒸汽湿度。本文计算分析了PRS系统蒸汽管道产生的凝结水,并评价了其对蒸汽发生器含湿量的影响。

关键词：田湾核电站扩建工程5 6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) 蒸汽发生器含湿量

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行波堆堆芯设计初步研究

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核动力工程 2015年第4期36卷 32-36页

作者：严明宇陈彬冯琳娜张勇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

对工程可行的大型行波堆堆芯概念设计和核燃料优化设计进行分析,并对行波堆的运行、控制进行研究。分析结果表明,行波堆的固有安全特性能够有效地保证其运行安全。优化设计可实现从开始启堆就得到展平的径向中子注量率分布,并随着行波... 详细信息

对工程可行的大型行波堆堆芯概念设计和核燃料优化设计进行分析,并对行波堆的运行、控制进行研究。分析结果表明,行波堆的固有安全特性能够有效地保证其运行安全。优化设计可实现从开始启堆就得到展平的径向中子注量率分布,并随着行波的燃烧自动调整为更为平坦的平衡态分布;行波堆长期燃烧的状态可通过堆芯优化设计先行设定,启堆时与平衡态之间的偏离通过燃烧自动纠正。燃料组件的结构优化,能够显著改善中心通道与边、角通道之间的流量分配,能够在温度反馈的基础上,通过主动调节反应堆冷却剂泵的转速,进而改变冷却剂流量以实现功率控制。但是,仅依靠主泵的流量控制还无法实现对15%额定功率(PN)至100%PN的功率调节。甩负荷工况下需要A组停堆控制棒的参与。

关键词：行波堆平衡态燃料组件结构功率控制

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