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第十届全国蒙特卡罗方法及其应用学术会议

作者：汪量子姚栋王侃施工清华大学工程物理系，北京 100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川省成都市 610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，四川省成都市 610041 清华大学工程物理系，北京 100084

FMCHR是针对溶液堆开发的堆芯燃料管理程序。FMCHR以IAEA发布的69群WIMS-D格式截面库为初始数据库，用多群蒙特卡洛程序MCMG作为输运计算内核，结合溶液堆均匀燃料介质的特性，考虑了热工水力和辐照裂解气体的反馈效应，具有输运计算、... 详细信息

FMCHR是针对溶液堆开发的堆芯燃料管理程序。FMCHR以IAEA发布的69群WIMS-D格式截面库为初始数据库，用多群蒙特卡洛程序MCMG作为输运计算内核，结合溶液堆均匀燃料介质的特性，考虑了热工水力和辐照裂解气体的反馈效应，具有输运计算、调棒临界和燃耗计算功能。为了对该程序计算结果的可靠性进行分析，本文列出了FMCHR和MCNP对一些临界实验的校算结果，结果显示FMCHR在计算速度更快的同时，能够得到可接受误差范围内的Keff。由于FMCHR针对溶液型堆芯开发，大部分燃耗基准题并不适用;所以本文构造了一个虚拟的一区问题，分别用FMCHR和MCBurn分析其燃耗，通过对比它们的计算结果，证实了FMCHR燃耗计算方法的可靠性。

关键词：溶液堆燃料管理 FMCHR程序多群蒙特卡罗方法

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一种耦合的有限元-无网格方法

一种耦合的有限元-无网格方法

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第十一届全国现代数学和力学学术会议

作者：柳军严波袁江涛姜乃斌重庆大学资源及环境科学学院工程力学系中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家级重点实验室

在常规有限元方法(FEM)中,计算裂纹尖端处的应力强度因子,需要在裂纹尖端附近区域细化网格,且裂纹面必须作为单元的交界面,由此带来计算时间的增大以及在模拟裂纹扩展过程中需不断重构网格的困难;近年出现的扩展有限元法(XFEM),基于插... 详细信息

在常规有限元方法(FEM)中,计算裂纹尖端处的应力强度因子,需要在裂纹尖端附近区域细化网格,且裂纹面必须作为单元的交界面,由此带来计算时间的增大以及在模拟裂纹扩展过程中需不断重构网格的困难;近年出现的扩展有限元法(XFEM),基于插值函数的单位分解性,在常规有限元的近似位移场中引入不连续位移场和裂纹尖端附近

关键词：有限元法 EFG法耦合算法应力强度因子

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用于核电厂数字化仪表控制系统优化设计的CATIA2程序的改进

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核动力工程 2008年第1期29卷 19-24页

作者：张英陈智周祖鉴张帆张小华张文其中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要。主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量... 详细信息

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要。主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量引入了采样时间步长,并针对数字化技术提出了一种新的超温ΔT定值方程模型。通过分析比较数值仿真的结果,表明所做的改进是合理和可行的。

关键词：核电厂数字化仪表控制系统 CATIA2程序仿真

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秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计

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核动力工程 2008年第1期29卷 5-9页

作者：何正熙李白吴峻张帆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

由于秦山核电二期工程中使用的堆芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全级数字化仪表控制系统(TXS)作为堆芯冷却监测系统的处理平台。本文详细描述了采用TXS平台后堆芯冷却监测系统的结构和工作原理。

关键词：堆芯冷却监测系统 TXS 分散控制系统

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铅-铋合金冷却长循环堆芯物理设计限制区域研究

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核动力工程 2008年第4期29卷 1-4,23页

作者：刘晓黎咸春宇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

长循环堆芯在堆芯燃耗寿期内反应性随堆芯燃耗的变化是堆芯物理设计需要考虑的关键参数。本文以铅-铋合金冷却,U-Pu-Zr燃料组成的堆芯为研究对象,从堆芯核设计的角度研究确定堆芯装载所涉及到中子学特性的影响因素。通过对燃料初始含量... 详细信息

长循环堆芯在堆芯燃耗寿期内反应性随堆芯燃耗的变化是堆芯物理设计需要考虑的关键参数。本文以铅-铋合金冷却,U-Pu-Zr燃料组成的堆芯为研究对象,从堆芯核设计的角度研究确定堆芯装载所涉及到中子学特性的影响因素。通过对燃料初始含量、燃料栅格距径比等关键量的分析研究,给出了堆芯物理设计区域的确定方法,并通过分析给出了设计限制区域。分析结果表明,该研究方法是合适的,所得到的限制区域内的堆芯装载满足堆芯燃耗寿期和反应性控制要求。

关键词：长循环堆芯铅-铋合金物理设计限制区域

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铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析

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核动力工程 2008年第5期29卷 25-28页

作者：王连杰姚栋陈炳德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

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢... 详细信息

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢锆堆芯的瞬发负温度系数的绝对值。

关键词：铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数铀质量比毒物添加

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反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄处应力强度特征

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核动力工程 2008年第2期29卷 52-54,69页

作者：王小彬米小琴魏亚东杨敏陈海波中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应... 详细信息

用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应力强度随着减薄区长半轴的增大呈外凸形增大,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;最大薄膜+弯曲应力强度随着减薄区长半轴的增大基本保持不变,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;应力集中系数随着减薄区长半轴的增大呈内凹形减小,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小。

关键词：反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄应力强度

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堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

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核动力工程 2008年第5期29卷 72-76页

作者：关仲华余红星江光明中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯... 详细信息

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响。针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策。结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应。

关键词：堆芯熔融物自然对流换热集热效应

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一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

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核动力工程 2008年第2期29卷 39-42页

作者：彭钢李冬生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

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯。选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。堆芯采用低... 详细信息

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯。选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区。第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区。第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区。第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件。各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求。

关键词：一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理

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压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

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核动力工程 2008年第4期29卷 135-139页

作者：李兰杨洪润中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损... 详细信息

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法。用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断。结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合。

关键词：压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

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