检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第2期35卷 1-4页

作者：强胜龙秦冬柴晓明姚栋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

在压水反应堆(PWR)堆芯核设计中,通常采用可燃毒物来补偿反应性和展平功率分布。对于长寿期堆芯设计,可燃毒物的消耗和燃料燃耗的匹配研究更为重要。利用基于蒙特卡罗方法开发的堆芯燃耗计算程序(MOI)对天然元素、人工核素、可溶硼等多... 详细信息

在压水反应堆(PWR)堆芯核设计中,通常采用可燃毒物来补偿反应性和展平功率分布。对于长寿期堆芯设计,可燃毒物的消耗和燃料燃耗的匹配研究更为重要。利用基于蒙特卡罗方法开发的堆芯燃耗计算程序(MOI)对天然元素、人工核素、可溶硼等多种弥散型可燃毒物进行燃耗特性分析。结果表明锕系可燃核素231Pa、240Pu等弥散型可燃毒物可用于长寿期PWR的设计。

关键词：压水反应堆可燃毒物弥散型蒙特卡罗燃耗特性长寿期堆芯

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燃料棒共振有效温度机理性模拟程序FRET研发

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核动力工程 2014年第S2期35卷 194-196页

作者：尹强柴晓明涂晓兰潘俊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成都610041

利用蒙特卡罗程序模拟燃料棒中功率分布、利用燃料棒性能分析程序模拟燃料棒中的热力学行为,建立能够计算燃料棒共振有效温度的计算模型,并开发了燃料棒共振有效温度机理性模拟程序(FRET)。通过与SCIENCE程序包中SMART程序相关计算模块... 详细信息

利用蒙特卡罗程序模拟燃料棒中功率分布、利用燃料棒性能分析程序模拟燃料棒中的热力学行为,建立能够计算燃料棒共振有效温度的计算模型,并开发了燃料棒共振有效温度机理性模拟程序(FRET)。通过与SCIENCE程序包中SMART程序相关计算模块的计算结果对比,表明FRET程序能够准确地模拟计算压水堆不含可燃毒物燃料棒的共振有效温度。与工程使用的燃料棒共振有效温度计算程序相比,本文开发的机理性程序FRET不需要用户输入燃料有效温度的加权经验参数,能够计算不同类型燃料棒,具有更为广泛的应用性。

关键词：燃料共振有效温度燃料性能分析程序蒙特卡洛方法 FRET 数值验证

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主管道安注斜接管嘴疲劳混合分析法研究

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核动力工程 2014年第2期35卷 86-89页

作者：卢喜丰张毅雄艾红雷王新军何风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

在主管道接管嘴疲劳分析中,通常采用简化分析和详细分析2种方法。由于安注斜接管嘴结构比较复杂且经受的压力、温度变化较为剧烈,用简化分析法对其进行疲劳分析时,往往过于保守而导致分析结果不能满足规范要求;采用详细分析法进行分析... 详细信息

在主管道接管嘴疲劳分析中,通常采用简化分析和详细分析2种方法。由于安注斜接管嘴结构比较复杂且经受的压力、温度变化较为剧烈,用简化分析法对其进行疲劳分析时,往往过于保守而导致分析结果不能满足规范要求;采用详细分析法进行分析可以减少保守性,但耗时费力。本文采用简化分析和详细分析相结合的混合分析法对主管道安注斜接管嘴进行疲劳分析,既可以减少计算中的保守性又可以节省计算成本。在混合分析中,通过传热特性试验真实模拟流体与接管嘴之间的传热情况,得到用于计算分析的传热特性参数。分析结果表明,考虑流体传热特性因素的混合分析法能够很好地减少计算保守性,是用于主管道安注斜接管嘴疲劳分析的更加实用有效的方法。

关键词：安注斜接管嘴疲劳混合分析法传热特性

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压力容器密封面交叉网纹式研磨技术研究

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中国核电 2015年第2期8卷 110-113页

作者：刘兆东戴旭东郑晓李洪伟张显均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

文章结合反应堆压力容器密封面双"O"形密封环密封的特点,从研磨机理出发,分析了影响研磨的各种因素,提出了密封面交叉网纹式研磨方法,从研磨效率和网纹密封特点两方面论述了交叉网纹研磨的优点。针对压力容器密封面,提出了研... 详细信息

文章结合反应堆压力容器密封面双"O"形密封环密封的特点,从研磨机理出发,分析了影响研磨的各种因素,提出了密封面交叉网纹式研磨方法,从研磨效率和网纹密封特点两方面论述了交叉网纹研磨的优点。针对压力容器密封面,提出了研磨装置方案,并开展了相关试验,验证了交叉网纹式研磨的可实施性。实践证明,交叉网纹式研磨技术可在核电厂、研究堆等压力容器密封面的研磨修理中推广应用。

关键词：反应堆压力容器密封面交叉网纹研磨

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核电厂多样化保护系统设计

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核动力工程 2014年第2期35卷 90-93页

作者：肖鹏刘宏春周继翔关仲华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

基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障... 详细信息

基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障(SWCCF)的后果,提高了核电厂的安全性,是一个应对数字化安全级仪表控制系统发生SWCCF的行之有效的解决方案。

关键词：多样化保护系统设计准则纵深防御安全性

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压水堆燃料棒辐照行为模型研究

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核动力工程 2014年第S2期35卷 200-202页

作者：周毅陈平张林李文杰邢硕郭兴坤刘振海涂晓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

针对压水堆燃料棒辐照行为,建立分析模型,包括热学模型、力学模型、裂变气体释放模型、包壳辐照生长和腐蚀模型。通过与试验数据的对比,验证了模型的有效性。该模型可用于评价燃料棒的结构完整性、开发性能分析软件。

关键词：燃料棒辐照行为模型裂变气体释放

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板型燃料元件入口堵流条件下堆芯热工水力特性研究

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核动力工程 2014年第5期35卷 138-142页

作者：李小榕彭诗念毕树茂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

应用多维堆芯物理与热工水力耦合程序PORSTA,充分考虑堆芯局部热工水力与中子动力学间的反馈效应,更贴近实际地模拟板型燃料元件堆芯的堵流状态,研究局部堵塞对堆芯热工水力特性的影响。结果表明:局部堵塞会引起强烈的堆芯局部热工水力... 详细信息

应用多维堆芯物理与热工水力耦合程序PORSTA,充分考虑堆芯局部热工水力与中子动力学间的反馈效应,更贴近实际地模拟板型燃料元件堆芯的堵流状态,研究局部堵塞对堆芯热工水力特性的影响。结果表明:局部堵塞会引起强烈的堆芯局部热工水力和中子物理间的反馈效应,堵塞通道内将引入显著负反应性,功率下降;同时由于冷却剂流量减小,冷却条件恶化,通道内燃料中心温度、包壳表面温度以及冷却剂平均温度显著上升。堵塞局部亦将对全堆芯的热工水力特性产生影响。

关键词：三维物理-热工耦合板型燃料元件堵流

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拉格朗日粒子追踪法在蒸汽发生器泥渣收集器分析中的应用

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核动力工程 2014年第6期35卷 153-157页

作者：吴舸成翔黄伟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

通过计算流体动力学(CFD)方法,采用拉格朗日粒子追踪模型,充分考虑泥渣颗粒与流场之间的相互作用,得到蒸汽发生器泥渣收集器内、外的流场分布及泥渣颗粒的运动轨迹,并在此基础上分析泥渣收集器对不同直径泥渣颗粒的收集效果及进、出口... 详细信息

通过计算流体动力学(CFD)方法,采用拉格朗日粒子追踪模型,充分考虑泥渣颗粒与流场之间的相互作用,得到蒸汽发生器泥渣收集器内、外的流场分布及泥渣颗粒的运动轨迹,并在此基础上分析泥渣收集器对不同直径泥渣颗粒的收集效果及进、出口孔径对泥渣收集器收集能力的影响。结果表明:泥渣收集器的收集能力很大程度取决于外部流场对泥渣颗粒的输运效果;泥渣收集器对不同直径的泥渣颗粒的收集能力有较大差异,尺寸较大的泥渣颗粒更容易被收集;在保证泥渣收集器内不出现再携带现象的前提下,增加泥渣收集器进、出口孔径是提高收集能力的有效手段。

关键词：蒸汽发生器泥渣收集器计算流体动力学拉格朗日粒子追踪法

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非能动安全壳冷却系统传热关系式研究

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核动力工程 2014年第1期35卷 19-22页

作者：蒋孝蔚余红星孙玉发雍泾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

利用低雷诺数区域的计算流体力学（CFD）模型对非能动安全壳冷却系统（PCCS）COPAIN冷凝试验装置进行模拟，针对其对流传热试验工况进行理论计算，并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPMN试验对流换热工况参数扩展到... 详细信息

利用低雷诺数区域的计算流体力学（CFD）模型对非能动安全壳冷却系统（PCCS）COPAIN冷凝试验装置进行模拟，针对其对流传热试验工况进行理论计算，并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPMN试验对流换热工况参数扩展到温差为40-80℃区域，通过理论计算得到对流传热Nusselt数，并拟合出与Dittus-Boelter关系式形式相似的传热关系式。最后，将经该关系式闭合的集总参数法程序冷凝模型的冷凝传热结果与西屋公司为AP600开展的Wisconsin冷凝试验数据进行对比，结果显示，经新关系式闭合的冷凝传热模型计算结果更接近于试验值。

关键词：非能动安全壳冷却系统冷凝对流传热关系式低雷诺数区域计算流体力学

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辐照后铍构件的应力分析与评价

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核动力工程 2014年第6期35卷 73-76页

作者：粟敏冯琳娜李垣明雷涛谷明非高利军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

针对铍材的机械性能和辐照特性,在考虑机械应力、热应力、辐照肿胀应力以及按工况进行载荷组合的基础上,对辐照后铍构件的应力进行分析计算,并采用最大拉应力理论进行评价。以高通量工程试验堆(HFETR)铍组件为例,采用ABAQUS软件计算其... 详细信息

针对铍材的机械性能和辐照特性,在考虑机械应力、热应力、辐照肿胀应力以及按工况进行载荷组合的基础上,对辐照后铍构件的应力进行分析计算,并采用最大拉应力理论进行评价。以高通量工程试验堆(HFETR)铍组件为例,采用ABAQUS软件计算其关键部件铍套管的应力状态。结果显示,其最大主应力远小于材料拉伸强度,从应力破坏的角度看,该铍组件仍可继续使用较长时间。

关键词：铍辐照损伤性能应力分析和评价

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