检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核电 2015年第2期8卷 117-120页

作者：曾畅赵禹段永强于德勇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四川成都610041

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较... 详细信息

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。

关键词：氢冷器冷却水系统大亚湾核电站

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主管道安注斜接管嘴应力指数计算研究

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核动力工程 2014年第S1期35卷 138-141页

作者：卢喜丰艾红雷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

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验... 详细信息

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验证应力指数计算方法的正确性。。

关键词：应力指数有限元安注斜接管嘴

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反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒PCI研究

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核动力工程 2014年第5期35卷 133-137页

作者：刘振海周毅郭兴坤张坤谢清清谷明非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

介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限... 详细信息

介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限值相比较都有裕量;瞬态局部线功率越大,瞬态发生前局部燃耗越深,PCI失效裕量越小;瞬态发生前,降功率时间越长,PCI失效裕量越小;降功率后再升功率,裕量得到一定程度恢复。

关键词：芯块包壳 PCI Ⅱ类瞬态

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稠密栅堆芯大破口失水事故特性分析

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核动力工程 2014年第2期35卷 17-20页

作者：黄代顺付冉申亚欧吴丹余红星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

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳... 详细信息

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳峰值温度相比喷放阶段的包壳峰值温度更高;堆芯燃料棒中心距与燃料棒外径比值(p/d)对于包壳峰值温度的影响很大;堆芯功率密度的提高会使得对安注流量的需求大大增强。从安全分析的角度来看,不推荐堆芯p/d设计小于1.10。

关键词：稠密栅破口事故 RELAP5 TIGHT 包壳峰值温度

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燃料棒性能分析软件FUPAC中燃料棒径向功率密度分布模型研发

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核动力工程 2014年第S2期35卷 197-199页

作者：涂晓兰柴晓明尹强刘东芦韡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

本文提出中子学-热力学部分因素分离方法(PPS),解决APS在模拟UO2-Gd2O3、IFBA等时存在的问题。为了使PPS方法更具工程实用性,对影响径向功率密度分布的因素进行敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,形成燃料棒热力学性能分... 详细信息

本文提出中子学-热力学部分因素分离方法(PPS),解决APS在模拟UO2-Gd2O3、IFBA等时存在的问题。为了使PPS方法更具工程实用性,对影响径向功率密度分布的因素进行敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,形成燃料棒热力学性能分析软件FUPAC中的径向功率密度分布模型。应用实测数据以及中子输运程序KYLIN-1精确计算结果,对本文提出的方法进行验证,结果表明:本文提出的方法具有较高精度,适用于UO2燃料、UO2-Gd2O3燃料以及IFBA等燃料棒的分析。

关键词：径向功率密度分布 APS PPS UO2-Gd2O3燃料棒 IFBA燃料棒

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共因失效对平均失效概率计算结果的影响分析

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核动力工程 2014年第6期35卷 158-161页

作者：贺理陈杰周继翔肖鹏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

为了评价共因失效(CCF)对平均失效概率(Pavg)计算结果的影响,建立了一个正常激励1oo2双通道系统的需求失效故障树模型。采用β模型,分别计算出不考虑CCF和考虑CCF 2种情况下的Pavg,发现CCF对Pavg的计算结果有较大的影响。相关分析表明,... 详细信息

为了评价共因失效(CCF)对平均失效概率(Pavg)计算结果的影响,建立了一个正常激励1oo2双通道系统的需求失效故障树模型。采用β模型,分别计算出不考虑CCF和考虑CCF 2种情况下的Pavg,发现CCF对Pavg的计算结果有较大的影响。相关分析表明,系统越安全(危险失效率越低,危险失效检测率越高),CCF对Pavg的计算结果影响越大。

关键词：共因失效失效概率失效故障树

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控制棒驱动机构排污系统三维稳态流动分析

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核动力工程 2014年第6期35卷 144-147页

作者：孙燕梁铁波陈志辉赵京张玉龙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

为得到控制棒驱动机构(CRDM)排污管在排污工况下的流动情况,采用计算流体力学(CFD)方法对CRDM排污系统进行三维稳态流动分析。在已知CRDM排污系统阻力压降条件下,将复杂的CRDM流道简化为圆柱形阻力件,再利用反推法计算得到系统中的流量... 详细信息

为得到控制棒驱动机构(CRDM)排污管在排污工况下的流动情况,采用计算流体力学(CFD)方法对CRDM排污系统进行三维稳态流动分析。在已知CRDM排污系统阻力压降条件下,将复杂的CRDM流道简化为圆柱形阻力件,再利用反推法计算得到系统中的流量、流速和流动状态。计算结果表明,在排污工况下,系统内的流动状态为湍流流动,有利于提高排污效果。研究结果可为排污系统的设计提供参考。

关键词：控制棒驱动机构阻力件反推法三维稳态流动计算流体力学(CFD)

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基于IGBT的反应堆控制棒驱动机构电源控制装置

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核动力工程 2014年第1期35卷 138-141页

作者：郑杲黄可东余海涛马权金远田宇李国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

反应堆控制棒驱动机构电源控制装置采用闭环调节技术、脉宽调制技术以及可编程控制器控制技术,控制功能完备,实现了控制电路对绝缘栅双极型晶体管的有效控制,使得控制对象上的电流线性可调节,以及电流波形下降沿时间可调节。本装置采用... 详细信息

反应堆控制棒驱动机构电源控制装置采用闭环调节技术、脉宽调制技术以及可编程控制器控制技术,控制功能完备,实现了控制电路对绝缘栅双极型晶体管的有效控制,使得控制对象上的电流线性可调节,以及电流波形下降沿时间可调节。本装置采用的新的设计方法解决了基于传统国产控制棒驱动机构控制方法设计的装置和目前国外控制棒驱动机构电源控制装置存在的相关问题,与国内外同类控制设备相比主要性能基本一致,在控制技术、设备性能、可靠性和设备总体技术性能方面均达到国外同类先进产品的技术水平。

关键词：反应堆棒控系统电源控制装置绝缘栅双极型晶体管闭环调节脉宽调制

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核级高能管道系统优化分析

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核动力工程 2014年第4期35卷 114-118页

作者：王新军卢喜丰艾红雷何风袁艳丽吕勇波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

对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到... 详细信息

对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到相对合理的管道布置方案,需反复进行调整和协调。介绍一种尽可能减少管道调整和协调次数的优化分析方法,并以实例介绍该方法的应用过程。通过对实例的力学分析,详细讲述高能管道的力学分析过程、特殊应力指数的计算方法和计算结果评定。结果表明,该优化分析方法可提高管道系统布置优化的效率,是一种实用有效的方法。

关键词：优化分析高能管道应力指数

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压水堆二次中子源源强计算研究

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核动力工程 2014年第S2期35卷 64-66页

作者：景福庭肖锋刘嘉嘉谭怡吕焕文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

根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用... 详细信息

根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用于快速计算二次中子源源强。

关键词：二次中子源源强 MCNP

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