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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：刘旭东陈长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

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应... 详细信息

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应急注硼两套独立的反应性控制系统。选用Gd203可燃毒物补偿寿期初过剩的反应性。寿期内燃料燃耗和可燃毒物的消耗达到较好的匹配，满足总体设计和核设计准则要求。在额定功率下连续运行，第一循环堆芯燃耗寿期可达500EFPD，平衡循环堆芯燃耗寿期可达760EFPD。

关键词：燃料组件载钆燃料棒平衡换料卸料燃耗海水淡化堆堆芯核设计

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三维堆芯中子扩散细网格有限差分临界—燃耗计算程序研制

三维堆芯中子扩散细网格有限差分临界—燃耗计算程序研制

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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：姚栋李大图中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室，成都，610041

简要介绍了所研制的三维堆芯中子扩散细网格有限差分临界-燃耗计算程序的理论方法，并利用IAEA LWR三维堆芯基准问题和燃耗基准问题对其进行了验证分析，结果表明该程序keff的计算值与基准值一致，功率峰因子的偏差仅0.25％;并且，在kef... 详细信息

简要介绍了所研制的三维堆芯中子扩散细网格有限差分临界-燃耗计算程序的理论方法，并利用IAEA LWR三维堆芯基准问题和燃耗基准问题对其进行了验证分析，结果表明该程序keff的计算值与基准值一致，功率峰因子的偏差仅0.25％;并且，在keff相同计算精度下，该程序的计算效率约为CITATION程序的5倍。

关键词：中子扩散有限差分三维堆芯燃耗计算程序

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含环向贯穿裂纹弯管的断裂力学分析研究

含环向贯穿裂纹弯管的断裂力学分析研究

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：黄庆臧峰刚上海核工程研究设计院上海200233 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ABAQUS软件对含环向贯穿裂纹弯管进行了三维弹塑性断裂力学有限元分析研究.基于计算得到的弯矩与末端转角曲线并采用两倍弹性斜率法和虚拟裂纹扩展法分别得到了含环向贯穿裂纹弯管的极限载荷和J积分.计算结果与已有的计算或试验结... 详细信息

采用ABAQUS软件对含环向贯穿裂纹弯管进行了三维弹塑性断裂力学有限元分析研究.基于计算得到的弯矩与末端转角曲线并采用两倍弹性斜率法和虚拟裂纹扩展法分别得到了含环向贯穿裂纹弯管的极限载荷和J积分.计算结果与已有的计算或试验结果进行了对比分析研究,并探讨了壁厚、裂纹位置及裂纹尺寸等因素对弯管极限载荷和J积分的影响.

关键词：弯管环向贯穿裂纹断裂力学极限载荷 J积分有限元分析

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岭澳一期核电站主蒸汽、主给水管线阻尼器削减

岭澳一期核电站主蒸汽、主给水管线阻尼器削减

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：曾忠秀孙保华毛庆刘文进王伟杨凯吴万军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 广东核电运营有限公司广东深圳518124

用SYSPIPE程序建立了岭澳一期核电站主蒸汽和主给水管线的模型,并采用岭澳一期核电站相应应力分析报告的载荷对管线进行应力分析验证.采用了被广泛接受的ASMECODECASEN411生成新的楼板谱,重新进行管线应力分析.取消阻尼器95个,其中32个... 详细信息

用SYSPIPE程序建立了岭澳一期核电站主蒸汽和主给水管线的模型,并采用岭澳一期核电站相应应力分析报告的载荷对管线进行应力分析验证.采用了被广泛接受的ASMECODECASEN411生成新的楼板谱,重新进行管线应力分析.取消阻尼器95个,其中32个换成刚性拉杆,63个直接去掉.

关键词：核电站蒸汽管道给水管道阻尼器管线应力分析

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多级节流孔板在核级管道中的设计分析研究

多级节流孔板在核级管道中的设计分析研究

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：张毅雄毛庆向文元毕勤成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 610041成都大亚湾核电运营管理有限责任公司深圳518124 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 610041成都大亚湾核电运营管理有限责任公司深圳518124 西安交通大学 710049

在核电站管道系统设计中,大量采用节流孔板来增加系统阻力,限制管道流速.但是由于设计和分析上的种种原因,容易造成节流孔板过度节流,从而在节流孔板下游发生气蚀现象,引起管道振动和噪声,甚至造成管道的疲劳破坏,给核电厂安全带来隐患... 详细信息

在核电站管道系统设计中,大量采用节流孔板来增加系统阻力,限制管道流速.但是由于设计和分析上的种种原因,容易造成节流孔板过度节流,从而在节流孔板下游发生气蚀现象,引起管道振动和噪声,甚至造成管道的疲劳破坏,给核电厂安全带来隐患.针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法,对气蚀引起的管道振动采用CFD方法分析孔板附近的流动特性和压力分布,确定节流孔板下游是否发生气蚀现象,对于发生气蚀现象的节流孔板,提出采用多级节流孔板来减弱气蚀,并采用各级节流孔板气蚀数相等的原则来确定节流孔径.通过改造后的EAS试验管线试验证实,采用本文的设计分析方法设计出的多级节流孔板能够有效地减小节流孔板气蚀引起的管道系统振动和噪音.

关键词：节流孔板 CFD 气蚀现象压降计算核电站管道振动疲劳破坏核级管道

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大亚湾核电站1R447房间内1EVC通风管及相关支承分析

大亚湾核电站1R447房间内1EVC通风管及相关支承分析

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：刘文进秦余新曾忠秀毛庆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 大亚湾核电运营管理有限责任公司深圳518124

大亚湾核电站一些通风管本身在设计上没有抗震要求,但这些通风管在地震发生时有可能位移过大撞坏或破损后产生飞射物砸坏其它安全相关的重要设备或系统,大亚湾核电站在10年安全审评时将地震作为初因事件对这些通风管进行了分析论证.本... 详细信息

大亚湾核电站一些通风管本身在设计上没有抗震要求,但这些通风管在地震发生时有可能位移过大撞坏或破损后产生飞射物砸坏其它安全相关的重要设备或系统,大亚湾核电站在10年安全审评时将地震作为初因事件对这些通风管进行了分析论证.本文参考法国电力公司(EDF)在大亚湾核电厂有抗震级别的通风管及其支承设计中所采用的分析方法,采用等效静力法和简化动力法对1R447房间内的1EVC通风管及相关支承进行了分析评价,通过对1R447房间的1EVC通风管支承间跨度验算及在安全停堆地震(SSE)和自重载荷作用下支承载荷、支承应力、螺栓受力的校核,表明1R447房间内1EVC通风管的跨度和相关支承载荷、应力、螺栓受力都满足抗震要求.

关键词：核电站通风管支承载荷支承应力螺栓受力抗震设计

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岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定

岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：刘文进彭浩曾忠秀毛庆杨凯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 大亚湾核电运营管理有限责任公司深圳518124

核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和... 详细信息

核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和检查,使得阻尼器的定期维护费用非常高.从上世纪90年代开始,核电行业开始研究阻尼器减少的方法,并对一些核电站实施了阻尼器减少.大亚湾核电运营管理有限公司决定采用先进的地震分析方法降低分析的保守性,从而减少核电站的阻尼器,于2004年委托中国核动力研究设计院设计所对岭澳一期核电站的主蒸汽和主给水管线阻尼器进行了减少.本文介绍了岭澳一期核电站1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少所采用的方法和减少的结果.

关键词：核电站蒸汽管线给水管线阻尼器

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反应堆冷却剂回路温度计套管流致振动分析