检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第1期34卷 9-14页

作者：夏榜样杨平王连杰马永强李庆李翔刘静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

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯... 详细信息

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯流动稳定性及平均出口温度;堆芯采用157盒燃料组件、高泄漏换料模式。通过堆芯概念设计方案评价,给出了循环长度、卸料燃耗、冷却剂出口温度、最大燃料包壳温度及最大线功率密度等关键参数。

关键词：超临界水冷堆概念设计冷却剂流动方案

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

摇摆下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性研究

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 55-60页

作者：周铃岚张虹谭长禄董化平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

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引... 详细信息

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引起。核反馈对第1类DWO和两相区的同相振荡有抑制作用,但对第2类DWO和单相区的同相振荡几乎没有影响。基于非线性理论对计算结果进行分析,发现耦合核反馈后系统非线性增强,由于摇摆导致系统流量波动与DWO叠加,其现象非常复杂,摇摆条件下的核热耦合不稳定性会出现非线性振子耦合中的同步化与混沌现象。

关键词：摇摆自然循环核热耦合不稳定 R5MC/TDOT-T

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆核电厂失水事故后安全壳内产氢量计算研究

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 95-98页

作者：胡建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

采用ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的保守性。通过冷却剂的辐照分解产氢以及其他相关计算模型,对600MW(电功率)级压水堆核电厂失水事故工况下... 详细信息

采用ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的保守性。通过冷却剂的辐照分解产氢以及其他相关计算模型,对600MW(电功率)级压水堆核电厂失水事故工况下的氢气产生量进行计算。计算结果表明原评价结果过于保守,在核电厂失水事故后仍有充分的时间准备投入安全壳内氢气复合器。

关键词：压水堆核电厂失水事故 ORIGEN2 产氢量分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

中国超临界水冷堆CSR1000总体设计研究

引用

核动力工程 2013年第1期34卷 5-8页

作者：李翔李庆夏榜样李满昌刘龙升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

简要介绍了中国超临界水冷堆(CSR1000)的总体设计,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) CSR1000 总体设计

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题

用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题

引用

中国核学会2013年学术年会

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国家能源压水反应堆技术研发中心

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新... 详细信息

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新的设计理念。这样的设计理念对仪控系统设计者构造实际的安全保护系统或控制系统有重要的参考意义。

关键词：核反应堆动力学安全性计算机仿真

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

超临界水冷堆堆内构件选材研究

引用

核动力工程 2013年第1期34卷 60-64页

作者：周禹张宏亮李满昌唐睿范恒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

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体... 详细信息

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体系的确立、正在开展的候选材料评价工作以及近期取得的成果展开论述。

关键词：超临界水冷堆堆内构件材料

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆堆顶CRDM抗震支承环焊接变形的分析及控制

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 109-111,119页

作者：何培峰王庆田张翼慕殿鹏李燕李宁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

控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际加工案例证明,这些控制措施能够较好地控制CRDM抗震支承环的焊接变形。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 抗震支承环压水堆焊接变形分析控制

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 152-156页

作者：蔡逢春叶献辉刘文进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

计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤。介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方... 详细信息

计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤。介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议。

关键词：抗震能力易损性高置信度低失效概率地震裕度评价

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

控制棒驱动机构耐压壳下部密封环应力与疲劳分析

引用

核动力工程 2013年第3期34卷 148-151页

作者：邵雪娇张丽屏杜娟谢海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

采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度... 详细信息

采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度的分析结果均满足RCC-M规范中的应力评定准则,其中,较薄密封环结构疲劳分析结果相对更安全,较厚密封环结构在其余工况相对更安全;在疲劳分析中对瞬态进行分组能明显降低使用系数和一次加二次应力之和幅值的保守性;在热和机械共同作用的一次加二次应力之和的幅值较高时,对Ke的修正能明显提高计算结果精度。

关键词：控制棒驱动机构疲劳弹塑性修正因子

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于虚拟激励的滞变支撑连接耦合结构的非一致平稳随机地震响应分析

引用

核动力工程 2013年第5期34卷 48-51,60页

作者：黄茜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成都610041

为了得到滞变支撑连接耦合结构的非一致随机地震响应,以虚拟激励法为基础,导出系统基于多点多分量随机地震的虚拟激励与响应分析式。该方法的未知量为绝对位移,可适用于包括非一致地震在内的所有地震激励形式。数值研究表明,本文方法与... 详细信息

为了得到滞变支撑连接耦合结构的非一致随机地震响应,以虚拟激励法为基础,导出系统基于多点多分量随机地震的虚拟激励与响应分析式。该方法的未知量为绝对位移,可适用于包括非一致地震在内的所有地震激励形式。数值研究表明,本文方法与基于动态相对位移的虚拟激励法和蒙特卡罗法的结果具有很好的一致性。在此基础上,开展了滞变支撑屈服力与屈服位移的参数化研究。

关键词：虚拟激励滞变支撑非一致地震随机振动

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：