检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第6期43卷 227-231页

作者：何梁秋博文邬周志张坤陈平高士鑫胡超邢硕范航王严培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610213

UN-FeCrAl燃料元件作为耐事故燃料高燃耗应用的主要方案之一,需要评价其在高燃耗下的热力学性能。本研究基于FUPAC软件对UN-FeCrAl燃料元件在燃耗68000 MW·d·t^(-1)(U)下的稳态和瞬态热力学性能进行了预测。分析结果表明,稳... 详细信息

UN-FeCrAl燃料元件作为耐事故燃料高燃耗应用的主要方案之一,需要评价其在高燃耗下的热力学性能。本研究基于FUPAC软件对UN-FeCrAl燃料元件在燃耗68000 MW·d·t^(-1)(U)下的稳态和瞬态热力学性能进行了预测。分析结果表明,稳态工况下UN-FeCrAl燃料元件热力学性能表现良好;瞬态下UN燃料的芯块中心温度最高仅为862℃,可满足芯块温度设计要求,但FeCrAl包壳的瞬态应力最大将达到459 MPa,且瞬态应变量相比于稳态应变量最大增加了0.23%,这可能会使FeCrAl包壳面临瞬态应力和瞬态应变准则超限的风险。因此后续研究应重点关注FeCrAl包壳的瞬态应力和瞬态应变性能。

关键词：耐事故燃料 UN燃料 FeCrAl包壳热力学性能

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

堆内构件吊篮筒体加工变形及其控制措施研究

引用

核动力工程 2016年第5期37卷 71-74页

作者：夏欣李宁李燕赵伟陈训刚何培峰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610213

反应堆压力容器堆内构件吊篮筒体制造过程中频繁出现加工变形超差,严重影响吊篮筒体的加工质量和核电项目的建造周期。对筒体变形的影响因素和超差原因进行分析,并提出筒体变形的控制措施,在后续核电厂项目吊篮筒体的加工过程中取得良... 详细信息

反应堆压力容器堆内构件吊篮筒体制造过程中频繁出现加工变形超差,严重影响吊篮筒体的加工质量和核电项目的建造周期。对筒体变形的影响因素和超差原因进行分析,并提出筒体变形的控制措施,在后续核电厂项目吊篮筒体的加工过程中取得良好效果。对筒体设计方面的改进和调整提出建议,部分改进已在国产第三代核电机组—华龙一号吊篮筒体的设计中得到应用。

关键词：吊篮筒体变形超差分析控制措施设计改进

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

两环路核电厂反应堆冷却剂系统仿真分析

引用

核动力工程 2018年第A01期39卷 58-61页

作者：曾畅赵禹叶竹任云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610213

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿... 详细信息

利用热流体系统仿真分析软件(Flowmaster)建立了两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP)仿真模型,对功率运行稳态工况、启停堆偏环运行稳态工况、丧失厂外电主泵惰转瞬态工况进行了模拟,得到了RCP在上述工况下的运行特性参数。结果表明,仿真计算与设计值及实际运行值之间的误差小于4%,仿真模型能较好地模拟RCP的运行,为后续同类型电厂的设计优化和运行提供参考。

关键词：两环路核电厂反应堆冷却剂系统(RCP) 仿真

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

输流管网流致振动特性数值模拟研究

引用

核动力工程 2022年第1期43卷 187-191页

作者：刘诗文赫荣辉杨钊王嘉瑞陈爽赖建永李毅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610213

为研究管路系统流质振动特性以优化管路设计,本文以典型输液管网系统为对象,基于Ansys Workbench平台开展了不同流体激励下的管路双向流固耦合模拟计算,获得了管路结构流致振动特性,分析讨论了激励类型、介质温度、流场结构及结构固有... 详细信息

为研究管路系统流质振动特性以优化管路设计,本文以典型输液管网系统为对象,基于Ansys Workbench平台开展了不同流体激励下的管路双向流固耦合模拟计算,获得了管路结构流致振动特性,分析讨论了激励类型、介质温度、流场结构及结构固有频率对管内流致振动特性的影响。结果表明,脉动流量激励下的管路结构振幅显著大于恒定流量激励下的结构振幅,当流体激励频率较接近管路结构固有频率时,结构和流体将趋于共振,导致结构振动加剧。通过在管道适当位置施加约束支撑,使结构固有频率远离流体激励频率,可有效减小管道的振动。此外,介质温度和流速对结构振幅有较大影响。

关键词：流体激励输流管网双向流固耦合流致振动 Ansys Workbench

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

引用

核动力工程 2019年第2期40卷 23-26页

作者：汤华鹏刘余陈曦黄慧剑沈才芬李松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610213

针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了迚一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电"华龙一号"为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降... 详细信息

针对核电厂反应堆水力学分析的需求,中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了迚一步评价软件的工程适用性,以自主化三代核电"华龙一号"为对象,开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析,给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷,其值与工程设计结果相近,表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析。

关键词： PHYCA 华龙一号水力学分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆压力容器低合金钢锻件超声检测时机探讨

引用

核动力工程 2018年第A01期39卷 49-52页

作者：尹祁伟罗英邱天王小彬杨志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610213

为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更... 详细信息

为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更为合理的检测时机应为对RPV低合金钢锻件性能热处理之后、精加工前进行。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 低合金钢锻件超声检测时机

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

引用

核动力工程 2021年第5期42卷 110-113页

作者：张坤陈平邢硕庞华彭航蒲曾坪何梁张林秋博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610213

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验... 详细信息

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。

关键词： N36合金特征化燃料池边检查性能分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

双约束核素筛选与燃耗链压缩算法研究

引用

核动力工程 2022年第4期43卷 218-222页

作者：胡钰莹廖鸿宽姚栋于颖锐周冰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610213

在进行反应堆燃耗计算时,由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大,因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度,有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法,并形成压缩燃耗链和数据库... 详细信息

在进行反应堆燃耗计算时,由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大,因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度,有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法,并形成压缩燃耗链和数据库。首先建立了核素筛选标准,根据各个核素对中子吸收率和重要核素核子密度的贡献率对核素重要性进行排序筛选,研究了基于中子吸收率和重要核素产量贡献率的双约束燃耗链压缩算法,并完成相关程序模块的开发。通过对Kylin-2程序数据库压缩的计算分析,验证了该燃耗链压缩算法的可行性。采用压缩数据库可使其在保持原有计算精度的基础上大幅减少计算时间、提高计算效率;通过燃耗链压缩算法的研究与压缩数据库的实现,为从评价数据库出发制作压缩数据库提供了技术支撑。

关键词：双约束燃耗链压缩算法核素筛选燃耗链压缩 Kylin-2程序数据库

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

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：