检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第S2期36卷 24-26页

作者：王诗倩王金雨刘启伟陈长李庆李向阳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

由于压水堆堆芯对于总功率振荡具有固有的稳定性,且控制和保护系统对堆芯总功率不稳定提供了保护,因此关于堆芯稳定性的讨论仅限于氙致功率空间振荡(即氙稳定性)以及对径向功率分布和轴向功率分布的影响。本文主要通过三维及一维程序进... 详细信息

由于压水堆堆芯对于总功率振荡具有固有的稳定性,且控制和保护系统对堆芯总功率不稳定提供了保护,因此关于堆芯稳定性的讨论仅限于氙致功率空间振荡(即氙稳定性)以及对径向功率分布和轴向功率分布的影响。本文主要通过三维及一维程序进行多种氙瞬态构造,对轴向氙振荡及径向氙振荡进行分析,以验证百万千瓦级压水堆堆芯在氙振荡方面是固有稳定的或可被控制的。计算结果表明,该堆芯在径向氙振荡方面固有稳定,首循环在轴向振荡方面稳定性较平衡循环略差,但可通过堆芯控制系统进行控制,使堆芯处于一个安全状态,燃料设计限值不被突破。

关键词：堆芯氙稳定性轴向氙振荡径向氙振荡

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福清1号机组测温旁路阀门改造研究

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科技视界 2016年第13期 1-2,24页

作者：王保平沈云海赵禹赖建永余小权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

在福清1号机组热态调试期间,大量RCP系统测温旁路核一级手动截止阀中法兰唇边焊发生了泄漏,为避免运行期间此类阀门唇边焊再次泄漏,提高机组的可靠性和安全稳定性,需对此类型核一级手动截止阀进行物项替代。本文提出了具体的阀门更换方... 详细信息

在福清1号机组热态调试期间,大量RCP系统测温旁路核一级手动截止阀中法兰唇边焊发生了泄漏,为避免运行期间此类阀门唇边焊再次泄漏,提高机组的可靠性和安全稳定性,需对此类型核一级手动截止阀进行物项替代。本文提出了具体的阀门更换方案,对阀门更换后对反应堆冷却剂在测温旁路管线中反应堆冷却剂的流量和流动时间的影响进行了分析,并对相关管道和支承进行了力学评价。

关键词：核电站测温旁路手动截止阀更换

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先进数字式反应性仪跨量程连续测量误差补偿方法

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核动力工程 2015年第S2期36卷 73-77页

作者：包超朱宏亮曾少立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

动态刻度控制棒试验方法(DCRM)的发明极大地减小了核电厂控制棒价值测量试验的难度,压缩了试验时间。动态刻棒试验需要使用先进数字式反应性仪(ADRC)。与传统反应性仪使用环境不同,动态刻棒试验时,反应性仪需实现多量程测量以满足探测... 详细信息

动态刻度控制棒试验方法(DCRM)的发明极大地减小了核电厂控制棒价值测量试验的难度,压缩了试验时间。动态刻棒试验需要使用先进数字式反应性仪(ADRC)。与传统反应性仪使用环境不同,动态刻棒试验时,反应性仪需实现多量程测量以满足探测器电流快速下降多个量级的需求。进行反应性仪量程切换时产生的测量值的误差会对反应性测量结果产生影响。本文通过分析动态刻棒过程中探测器电流曲线特征,提出基于曲线拟合进行测量误差补偿的方法,核电厂试验数据表明,应用此种方法可以将反应性仪量程切换带来的计算最大误差由48%减小到2.0%。

关键词：动态刻棒反应性测量量程切换

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ESPRIT台架启动试验RELAP5程序预先模拟研究

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科技视界 2016年第9期 18-19页

作者：李峰黄慧剑陈伟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

华龙一号核电厂设置有二次侧非能动余热排出系统(Passive Residual Removal System,PRS系统)。为验证该非能动系统的可用性,开展了二次侧非能动余热排出系统实验研究,试验台架为ESPRIT。本文利用热工水力系统分析程序RELAP5对ESPRIT台... 详细信息

华龙一号核电厂设置有二次侧非能动余热排出系统(Passive Residual Removal System,PRS系统)。为验证该非能动系统的可用性,开展了二次侧非能动余热排出系统实验研究,试验台架为ESPRIT。本文利用热工水力系统分析程序RELAP5对ESPRIT台架进行建模。针对启动试验工况进行预先计算分析,研究PRS系统运行状态和主要现象,为启动试验提供参考。

关键词： ESPRIT 二次侧非能动余热排出系统 RELAP5

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压水堆候选耐事故包壳材料的中子经济性分析

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核动力工程 2015年第S2期36卷 14-16页

作者：倪东洋李满仓吴文斌孙伟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

对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiC>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度... 详细信息

对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiC>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度取0.4mm且保持包壳外径不变时,燃料富集度增加量不超过0.5%,而SiC在包壳厚度不变的情况下富集度降低约0.12%。

关键词：候选耐事故包壳材料中子经济性压水堆

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离散纵标共轭输运法计算堆外探测器空间响应函数的研究

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核动力工程 2015年第3期36卷 6-9页

作者：谭怡唐松乾张宏越应栋川肖锋李兰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

通过对共轭输运法的研究,采用二维离散纵标程序计算某三代核电厂反应堆满功率运行状态下的堆外探测器响应函数,计算结果与原有数据相比,径向响应因子的相对偏差在3%以内,轴向响应因子的相对偏差在1%以内。表明所采用的计算模型和方法正... 详细信息

通过对共轭输运法的研究,采用二维离散纵标程序计算某三代核电厂反应堆满功率运行状态下的堆外探测器响应函数,计算结果与原有数据相比,径向响应因子的相对偏差在3%以内,轴向响应因子的相对偏差在1%以内。表明所采用的计算模型和方法正确。将共轭输运法计算堆外探测器响应的方法在岭澳二期核电项目上进行验证,并与岭澳二期核电工程中采用正向输运法计算的响应因子进行对比,结果表明2种方法的计算偏差不超过5%,验证了共轭输运法与正向输运法计算结果的等价性,但共轭输运法计算效率更高。

关键词：离散纵标方法共轭输运堆外探测器空间响应函数

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铀氢锆动力堆稠密栅堆芯物理性能研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 27-29页

作者：魏彦琴王连杰李庆陈炳德孙伟吴文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成都610041

基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平... 详细信息

基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平坦的优点。

关键词：铀氢锆稠密栅物理性能小型核反应堆

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福清1、2号机组外部设计接口管理

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科技视界 2016年第22期 7-8页

作者：杨静瑞黄宗仁陈聪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

核电项目的设计接口发生在项目工程中的不同阶段、不同参与方之间,包含了不同专业的需求。设计接口管理,采用一定的方式及方法对设计接口活动进行有效控制,确保接口内容要求满足设计要求。作为福清1、2号机组的反应堆及反应堆冷却剂系... 详细信息

核电项目的设计接口发生在项目工程中的不同阶段、不同参与方之间,包含了不同专业的需求。设计接口管理,采用一定的方式及方法对设计接口活动进行有效控制,确保接口内容要求满足设计要求。作为福清1、2号机组的反应堆及反应堆冷却剂系统设计分包方,核动力院与国内外二十多个设计院和设备厂商有直接的设计接口关系,其接口管理较为复杂。为实现对福清1、2号机组核电项目繁杂接口的有效管控,项目部建立了一套完整的体系予以保证外部接口交换活动的有序开展。本文基于福清1、2号机组的外部接口管理工作的实践,本文系统地阐述了构成接口管理的三个层次即管理程序、管理工具和详细接口文件,同时对项目与技术并行开展的管理思路进行了探讨,得到外部接口管理工作中的经验反馈。

关键词：核电管理体系外部接口

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三代压水堆核电厂稳压器安全阀设备选型研究

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科技视界 2016年第14期 12-14页

作者：王保平赖建永沈云海余小权王帅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

我国正在自主研发和设计的三代压水堆核电站,稳压器安全阀作为反应堆冷却剂系统超压保护装置在各工况下保证系统压力不超过设计压力。该稳压器安全阀具有设计参数、鉴定要求和可靠性要求高的特点。本文针对先导式稳压器安全阀进行调研,... 详细信息

我国正在自主研发和设计的三代压水堆核电站,稳压器安全阀作为反应堆冷却剂系统超压保护装置在各工况下保证系统压力不超过设计压力。该稳压器安全阀具有设计参数、鉴定要求和可靠性要求高的特点。本文针对先导式稳压器安全阀进行调研,对国外具有大量供货业绩的先导式安全阀的工作原理和性能参数进行了描述,为该项目稳压器安全阀最终选型提供了依据。

关键词：压水堆核电厂反应堆冷却剂系统超压保护稳压器安全阀

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SCWR堆芯三维稳态性能分析程序系统开发及验证

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核动力工程 2015年第4期36卷 41-44页

作者：王连杰赵文博杨平马永强卢迪孙伟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

基于节块法中子扩散计算程序,二次开发了具备调棒临界-燃耗计算及燃料管理能力的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态中子学计算程序NGFMN_S。通过模块化方式耦合NGFMN_S和超临界水堆子通道热工-水力计算程序ATHAS,开发了超临界水堆堆芯三维物理-... 详细信息

基于节块法中子扩散计算程序,二次开发了具备调棒临界-燃耗计算及燃料管理能力的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态中子学计算程序NGFMN_S。通过模块化方式耦合NGFMN_S和超临界水堆子通道热工-水力计算程序ATHAS,开发了超临界水堆堆芯三维物理-热工水力耦合稳态性能分析程序SNTA。针对超临界水堆堆芯CSR1000,通过与耦合程序CASIR及SRAC/SPROD对比检验,结果表明:SNTA程序针对CSR1000问题的计算结果与参考程序符合良好;相比于堆芯计算采用细网有限差分方法的CASIR或SRAC/SPROD程序,SNTA程序的计算效率显著提高;适用于具备强烈核热耦合特性的超临界水堆堆芯的稳态性能分析。

关键词：超临界水堆稳态性能分析物理-热工水力耦合节块格林函数方法

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