检索结果-内蒙古大学图书馆

两相排放载荷分析方法研究

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核动力工程 2015年第2期36卷 160-164页

作者：吴丹付冉王燕萍余红星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

建立了一套两相排放载荷计算方法,并以典型压水堆核电厂排放管线为例,计算当有水封存在时稳压器安全阀下游管道所受的载荷。计算结果与法玛通公司提供的参考数据基本一致,表明本文建立的两相排放载荷计算方法是正确的。

关键词：两相水封排放载荷

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M310机组蒸汽发生器传热管5%破损率量化研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 191-195页

作者：何风朱建平卢岳川卢喜丰王新军李晓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

M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定,当“^(133)Xe>92500 MBq/t或^(133)Xe>37000 MBq/t和^(131)I/^(133)I>1.5”时,执行“如果至少1台蒸汽发生器(SG)传热管破损率超过5%,则应以50 MW/min速率... 详细信息

M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定,当“^(133)Xe>92500 MBq/t或^(133)Xe>37000 MBq/t和^(131)I/^(133)I>1.5”时,执行“如果至少1台蒸汽发生器(SG)传热管破损率超过5%,则应以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”指令。在实际运行过程中,由于无法判断传热管破损率是否超过5%,故无法确定是否执行“以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”的指令,因此,M310核电机组《放射化学规范》中该运行指令不具备可操作性。本文对国内外相关放射化学运行指令进行调研,充分理解“传热管破损率超过5%”的含义,并进行量化分析。通过对SG传热管在5、24、44 L/h泄漏率下的裂纹稳定性进行分析,发现在这些泄漏率下单根传热管都不会发生失稳断裂,进而给出了一个具有可操作性的建议,用指标“如果至少1台SG一次侧向二次侧的泄漏率超过5 L/h”,代替无法量化的“如果至少一台SG传热管破损率超过5%”,可保证核电厂运行的安全性和经济性。

关键词： M310机组传热管破损率泄漏率贯穿裂纹

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核电厂定期试验周期延长论证

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核动力工程 2015年第S2期36卷 50-54页

作者：余小权张晓玉于德勇曾畅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

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期... 详细信息

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。

关键词：定期试验周期延长可靠性分析法可用度

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基于老化降质的自然循环蒸汽发生器改进设计研究

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核动力工程 2016年第5期37卷 115-118页

作者：李鹏飞余平王海松成翔李焕鸣黄伟沈云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

基于自然循环蒸汽发生器传热管的各种老化降质机理,对蒸汽发生器的改进设计进行了分析研究。研究结果表明,通过选择I-690TT作为传热管材料、加装排污装置、采用三叶或四叶梅花孔型管束支承板、在U型弯头区加装V型防振条结构以及给水采... 详细信息

基于自然循环蒸汽发生器传热管的各种老化降质机理,对蒸汽发生器的改进设计进行了分析研究。研究结果表明,通过选择I-690TT作为传热管材料、加装排污装置、采用三叶或四叶梅花孔型管束支承板、在U型弯头区加装V型防振条结构以及给水采用全挥发处理等措施,可有效避免或缓解自然循环蒸汽发生器常见的各种老化降质。

关键词：老化降质自然循环蒸汽发生器结构设计传热管

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核级高能管道系统优化分析

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核动力工程 2014年第4期35卷 114-118页

作者：王新军卢喜丰艾红雷何风袁艳丽吕勇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

对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到... 详细信息

对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到相对合理的管道布置方案,需反复进行调整和协调。介绍一种尽可能减少管道调整和协调次数的优化分析方法,并以实例介绍该方法的应用过程。通过对实例的力学分析,详细讲述高能管道的力学分析过程、特殊应力指数的计算方法和计算结果评定。结果表明,该优化分析方法可提高管道系统布置优化的效率,是一种实用有效的方法。

关键词：优化分析高能管道应力指数

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“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

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核动力工程 2020年第6期41卷 121-125页

作者：冉旭喻娜李峰钱立波陈伟张明吴清刘昌文冷贵君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

为了弥补事故导向应急事故规程(EOP)和状态导向应急事故规程(SOP)的缺陷,"华龙一号"核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析(PSA),通过大量的运行分析支持性计算,形成全新的征兆导向应急事故规程(SEOP)。以主蒸汽管道破... 详细信息

为了弥补事故导向应急事故规程(EOP)和状态导向应急事故规程(SOP)的缺陷,"华龙一号"核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析(PSA),通过大量的运行分析支持性计算,形成全新的征兆导向应急事故规程(SEOP)。以主蒸汽管道破裂事故为例,进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明,SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力,事故判断和缓解措施有效、可靠,能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故,充分发挥了"华龙一号"安全系统设计优势,进一步提升了"华龙一号"的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系,可用于同类核电厂的事故应急规程开发,并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。

关键词： “华龙一号” 征兆导向应急事故规程

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二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

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核动力工程 2023年第3期44卷 160-164页

作者：鲜麟李峰喻娜吴清邱志方邓坚卢毅力李海颖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

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软... 详细信息

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关,管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程,并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明,各方案均能实现系统功能,在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点,结合工程实际,管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。

关键词： ARSAC软件二次侧非能动余热排出系统(PRS) 全厂断电

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含MOX燃料组件堆芯顶端注量率峰问题研究

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核动力工程 2018年第S2期39卷 10-14页

作者：李松岭李天涯郭兴坤于颖锐李庆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

通过详细的建模分析,阐述了顶端注量率峰产生的现象及原因,发现钚铀氧化物混合(MOX)组件顶端热中子注量率峰普遍存在于UO2燃料与MOX燃料的混合堆芯中,针对这一问题,提出了改变MOX组件或UO2组件的顶端组成,在组件顶端加入不同的材料,达... 详细信息

通过详细的建模分析,阐述了顶端注量率峰产生的现象及原因,发现钚铀氧化物混合(MOX)组件顶端热中子注量率峰普遍存在于UO2燃料与MOX燃料的混合堆芯中,针对这一问题,提出了改变MOX组件或UO2组件的顶端组成,在组件顶端加入不同的材料,达到减少中子注量率峰的目的。计算表明,通过在MOX燃料棒顶部加入12～18 cm的Gd2O3毒物的效果最好;采用MOX燃料中心开孔的方式,也能解决这一问题。

关键词：钚铀氧化物混合(MOX)燃料组件顶端注量率峰中心孔

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ACP100S浮动核电站总体设计及验证

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核动力工程 2020年第5期41卷 189-192页

作者：李庆宋丹戎曾未陈长刘佳王东辉肖仁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610213

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优... 详细信息

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。

关键词： ACP100S 浮动核电站模块化小型堆

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基于同构双核非对称操作系统的无纸记录仪核间通信技术研究

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中国仪器仪表 2025年第4期 87-91页

作者：谢祠福董长龙付婷李勇杨斐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四川成都610213

为保证国产无纸记录仪小型化和低功耗,且同时满足高可靠数据存储和高性能图形显示要求,本文采用同构双核芯片非对称操作系统分别作为硬件和软件总体架构。龙芯处理器双核运行通用操作系统Linux和嵌入式实时操作系统RT-Thread,核间通信... 详细信息

为保证国产无纸记录仪小型化和低功耗,且同时满足高可靠数据存储和高性能图形显示要求,本文采用同构双核芯片非对称操作系统分别作为硬件和软件总体架构。龙芯处理器双核运行通用操作系统Linux和嵌入式实时操作系统RT-Thread,核间通信采用共享内存结合中断方式实现物理层和数据链路层设计,然后向上适配为操作系统的虚拟以太网卡,完成操作系统API层级的核间通信。在国产化无纸记录仪上进行测试验证,该技术能准确低延时地实现双核非对称操作系统间通信,核间通信中断触发至响应间隔在9μs内,以太网ping数据包延迟在2ms内,为多核芯片应用尤其是核间通信技术提供了高效可靠的设计思路。

关键词：核间通信无纸记录仪共享内存中断虚拟以太网

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