检索结果-内蒙古大学图书馆

科技创新导报 2016年第2期13卷 45-47页

作者：湛卉瓮松峰董岱林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

核电厂各大型设备的安装均需要利用吊具,吊具的吊孔强度校核尤其是剪切强度校核尤为重要。该文以AP1000核电厂压力容器顶盖吊具起吊连接器为例,通过理论计算和试验数据的对比,证明吊孔剪切强度经典计算模型过于保守,需进行修正。通过三... 详细信息

核电厂各大型设备的安装均需要利用吊具,吊具的吊孔强度校核尤其是剪切强度校核尤为重要。该文以AP1000核电厂压力容器顶盖吊具起吊连接器为例,通过理论计算和试验数据的对比,证明吊孔剪切强度经典计算模型过于保守,需进行修正。通过三维软件应力分析结果并结合材料力学相关知识,对计算模型做出了修正,为同类结构的设计计算提供依据。

关键词：吊孔强度校核计算对比三维分析模型修正

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轴向行波堆堆芯设计

引用

原子能科学技术 2015年第B05期49卷 94-99页

作者：孙伟李庆倪东洋王连杰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

从中子扩散方程和燃耗方程出发,详细推导了轴向行波堆一维简化计算模型,并针对公式推导中的相关假设从反应堆物理的角度进行解释,从理论上论证了轴向行波堆燃烧概念的可行性。针对轴向行波堆设计难点,即启堆区设计,从启堆区长度选取、... 详细信息

从中子扩散方程和燃耗方程出发,详细推导了轴向行波堆一维简化计算模型,并针对公式推导中的相关假设从反应堆物理的角度进行解释,从理论上论证了轴向行波堆燃烧概念的可行性。针对轴向行波堆设计难点,即启堆区设计,从启堆区长度选取、启堆区轴向分段、启堆区轴向各段核子密度分布等方面进行了计算分析。结果表明,在合理启堆区设计基础上得到的2 000 MW轴向行波堆堆芯方案能满足全寿期内反应性波动小、重要物理特性参数保持一定形状不变在轴向传播的要求。

关键词：轴向行波堆理论模型启堆区设计

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管束结构的流致振动特性研究

引用

原子能科学技术 2015年第1期49卷 51-57页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄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

为研究管束结构的流致振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了正方形顺排排列弹性管束流固耦合系统的三维数值模型,并研究了不同弹性管束模型的流体力及振动响应特性... 详细信息

为研究管束结构的流致振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了正方形顺排排列弹性管束流固耦合系统的三维数值模型,并研究了不同弹性管束模型的流体力及振动响应特性。结果表明,管束结构的排列方式对流体力及动力学响应有很大的影响,5管模型能基本反映弹性管束的振动特性,而单管模型预测的临界速度较大,却可定性反映节径比为1.5正方形管束的流致振动特性。

关键词：管束流致振动流体弹性不稳定性

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PRS系统蒸汽管道隔离阀冷凝计算分析

引用

科技视界 2017年第2期 14-14页

作者：曹思民张玉龙赖建永任云黄伟李海颖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

蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)用以应对全厂断电叠加辅助给水系统失效的工况。PRS系统利用高处的冷凝水箱将蒸汽发生器的余热带出,最终通过冷凝水箱中水的蒸发将热量带入大气中。在机组正常运行期间,PRS系统蒸汽管线隔离阀前为... 详细信息

蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)用以应对全厂断电叠加辅助给水系统失效的工况。PRS系统利用高处的冷凝水箱将蒸汽发生器的余热带出,最终通过冷凝水箱中水的蒸发将热量带入大气中。在机组正常运行期间,PRS系统蒸汽管线隔离阀前为高温高压水蒸气,阀后为低温低压的空气。若将PRS蒸汽管线隔离法机组运行期间,蒸汽在蒸汽管道隔离阀阀瓣处冷凝成水,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：田湾核电厂5、6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) 蒸汽隔离阀冷凝

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从工业4.0看模型化技术的重要作用

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仪器仪表用户 2016年第12期23卷 5-9,55页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

本文对德国西门子公司和德国工业研究院率先推出的工业4.0理念给予了概要性描述,然后在此基础上讨论了模型型式的划分、模型化技术的重要作用以及模型应用问题。通过讨论,可以看到中国的模型化技术发展是一个任重道远的过程。最后,就核... 详细信息

本文对德国西门子公司和德国工业研究院率先推出的工业4.0理念给予了概要性描述,然后在此基础上讨论了模型型式的划分、模型化技术的重要作用以及模型应用问题。通过讨论,可以看到中国的模型化技术发展是一个任重道远的过程。最后,就核电站的模型化技术应用进行了简要介绍,并对相关问题给予了讨论。

关键词：工业4.0 模型建模计算机仿真

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不同流量下控制棒落棒数值模拟研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 90-92页

作者：马超陈平肖忠茹俊蒲曾坪李云中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041

应用控制棒落棒计算程序CRAC对中国先进燃料组件在不同回路流量条件下的落棒敏感性进行计算模拟,并将计算结果同落棒试验中获得结果对比,两者符合较好。控制棒落棒总时间均随着流量的减小而减小;最大及最小落棒时间计算值与试验值非常接... 详细信息

应用控制棒落棒计算程序CRAC对中国先进燃料组件在不同回路流量条件下的落棒敏感性进行计算模拟,并将计算结果同落棒试验中获得结果对比,两者符合较好。控制棒落棒总时间均随着流量的减小而减小;最大及最小落棒时间计算值与试验值非常接近;名义落棒计算值与试验值较为接近。

关键词：回路流量中国先进燃料组件控制棒落棒 CRAC程序数值模拟

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压水堆冷却剂下降段温度对中子探测的影响分析和修正研究

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原子能科学技术 2015年第4期49卷 688-693页

作者：朱宏亮刘艳阳柴晓明王银丽张秀万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

为研究压水堆功率运行条件下压力容器冷却剂下降段的水介质层温度变化对堆外中子注量率测量结果准确性的影响,分析了下降段水介质厚度和温度与泄漏热中子注量率的关系。结果表明,下降段水介质厚度或温度变化大于一定值时,反应堆堆外测... 详细信息

为研究压水堆功率运行条件下压力容器冷却剂下降段的水介质层温度变化对堆外中子注量率测量结果准确性的影响,分析了下降段水介质厚度和温度与泄漏热中子注量率的关系。结果表明,下降段水介质厚度或温度变化大于一定值时,反应堆堆外测量得到的中子注量率需要修正。结合堆物理和热工理论,进一步提出了一套工程可参考的修正方法。

关键词：下降段温度中子探测修正

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PRS系统蒸汽管道隔离阀泄漏率计算分析

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科技视界 2017年第2期 25-25页

作者：曹思民张玉龙赖建永任云黄伟李海颖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

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,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蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发... 详细信息

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,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蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,发现蒸汽管线非常长,若PRS系统蒸汽管线与主蒸汽管线之间的隔离阀常开,会对PRS系统的正常运行造成影响,因此考虑将PRS系统蒸汽隔离阀的状态由常开变换为常关。将PRS系统蒸汽隔离阀更改为常关后,需要考虑蒸汽隔离阀的质量泄漏率以此对后续的隔离阀后定期排水做出要求。

关键词：田湾核电厂5、6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) 蒸汽隔离阀泄漏率

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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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浮动式核电站RCV系统净化支路故障树分析

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科技视界 2017年第8期 50-50页

作者：宋波谢杨王亮李毅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

利用Risk-Spectrum软件对浮动式核电站RCV系统净化支路进行故障树分析,发现潜在的系统故障模式和危险因素,找出系统可靠性和安全性的薄弱环节,确定影响可靠性和维修性的因素,以提高RCV系统净化支路的固有可靠性。

关键词： RCV系统净化支路故障树分析浮动式核电站

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