检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第6期34卷 24-26,35页

作者：刘文进吴万军兰彬张丽屏黄旋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

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技... 详细信息

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。

关键词：反应堆结构抗震三维非线性

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燃料棒腐蚀和吸氢模型研究

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核动力工程 2016年第S1期37卷 9-11页

作者：郭兴坤田晧文周毅张敏杰李松岭刘松涛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

锆合金包壳的腐蚀和吸氢性能是影响燃料棒堆内性能的重要因素。本文在锆合金包壳均匀腐蚀吸氢基本机理和现有模型的基础上,结合某特定燃料棒包壳材料的具体情况和使用特点,建立了包壳材料的均匀腐蚀和吸氢模型,并根据现有辐照数据对所... 详细信息

锆合金包壳的腐蚀和吸氢性能是影响燃料棒堆内性能的重要因素。本文在锆合金包壳均匀腐蚀吸氢基本机理和现有模型的基础上,结合某特定燃料棒包壳材料的具体情况和使用特点,建立了包壳材料的均匀腐蚀和吸氢模型,并根据现有辐照数据对所建立的模型进行了验证。

关键词：燃料棒锆合金腐蚀吸氢

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SiC复合包壳热-力学行为计算理论分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 121-125页

作者：路怀玉庞华刘仕超唐昌兵周毅辛勇李垣明高士鑫青涛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SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC... 详细信息

针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC复合包壳热-力学行为的模拟计算,并与国外公开文献报道进行对比。结果表明,有限元计算方法适用于SiC复合包壳热-力学行为的模拟分析;弹塑性理论和固体传热理论分析表明SiC复合包壳温度场和应力场可解;三维有限元计算结果与文献结果符合较好,证明了计算结果的准确性。

关键词： SiC复合包壳热-力学行为温度场应力场

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AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 83-87页

作者：向清安关仲华邓纯锐陈宝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610041

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属... 详细信息

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留(IVR) 重金属层

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核电厂堆腔冷却状态监测研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 94-98页

作者：何鹏陈静李小芬何正熙朱加良徐涛李红霞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

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量... 详细信息

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。

关键词：堆腔冷却严重事故监测堆腔注水严重事故缓解熔融物滞留熔融物探测堆芯熔化

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提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量精度的方法

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核动力工程 2015年第2期36卷 93-95页

作者：陈静陈柯霍雨佳李红霞余俊辉李小芬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

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量... 详细信息

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量值之间的偏差。结果表明,采用非线性最小二乘法建立的电阻-温度关系函数使整个测温范围内的温度测量精度提高一个数量级。

关键词：电阻-温度关系函数非线性最小二乘法旁路温度铂电阻温度计

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压水堆核电站乏燃料运输辅助设备设计

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核动力工程 2012年第6期33卷 147-150页

作者：瓮松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610041

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块... 详细信息

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块化设计和集中控制,具有工作效率高、结构简单、安全性高、不易积聚放射性物质和人-机交互友好的特点。

关键词：乏燃料运输容器辅助设备台架本体模块卸料冷却模块

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接触式中子毒物板厚度检测系统设计

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核动力工程 2017年第5期38卷 182-186页

作者：谷明非青涛李权秦勉王浩煜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

反应堆乏燃料贮存格架由多个贮存管组成。贮存管是采用含有中子毒物的板状材料经过钣金、焊接等方式加工制成的方管形结构,中子毒物板厚度尺寸是贮存格架的重要参数,生产过程中需要严格准确测量。采用接触式测量方法,结合现代自动检测... 详细信息

反应堆乏燃料贮存格架由多个贮存管组成。贮存管是采用含有中子毒物的板状材料经过钣金、焊接等方式加工制成的方管形结构,中子毒物板厚度尺寸是贮存格架的重要参数,生产过程中需要严格准确测量。采用接触式测量方法,结合现代自动检测控制技术和数据库技术,完成了中子毒物板厚度检测系统设计。设计的检测系统具备一键操作功能,可自动完成中子毒物板厚度尺寸检测、记录、统计等工作。

关键词：反应堆中子毒物板接触式厚度检测

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基于贝叶斯推断的堆芯功率分布重构

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核动力工程 2019年第2期40卷 167-170页

作者：李松岭彭星杰蒋朱敏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

基于贝叶斯推断理论,实现了一种有效融合堆内中子探测器实际测量值与中子学理论计算值两类信息的堆芯功率分布重构斱法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对贝叶斯推断斱法的功率分布重构精度进行了验证,幵将贝叶斯推断斱法与卡尔曼... 详细信息

基于贝叶斯推断理论,实现了一种有效融合堆内中子探测器实际测量值与中子学理论计算值两类信息的堆芯功率分布重构斱法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对贝叶斯推断斱法的功率分布重构精度进行了验证,幵将贝叶斯推断斱法与卡尔曼滤波斱法以及耦合系数法进行了精度对比。验证结果显示,贝叶斯推断斱法在整个循环寿期内的均斱根误差、最大相对误差、功率峰重构误差分别不大于0.31%、1.64%和0.07%,且重构精度优于卡尔曼滤波斱法以及耦合系数法。重构精度以及计算速度表明贝叶斯推断斱法有潜力被应用于功率分布在线监测系统。

关键词：功率分布重构贝叶斯推断卡尔曼滤波耦合系数

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MSHIM运行模式在M310机组的初步应用研究

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核动力工程 2015年第2期36卷 101-104页

作者：王静卉王金雨王丹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

以大亚湾核电站1号机组为研究对象,尝试将机械补偿控制策略(MSHIM)运行模式应用于M310核电厂。分析表明,M310核电厂具有基负荷的MSHIM运行能力,具备一定的不调硼负荷跟踪能力,但G1、G2、G3棒组和R棒组存在控制能力不足的问题。在现有控... 详细信息

以大亚湾核电站1号机组为研究对象,尝试将机械补偿控制策略(MSHIM)运行模式应用于M310核电厂。分析表明,M310核电厂具有基负荷的MSHIM运行能力,具备一定的不调硼负荷跟踪能力,但G1、G2、G3棒组和R棒组存在控制能力不足的问题。在现有控制棒数量及布置前提下,通过重新分组并定义控制棒组,有可能在M310机组上实现MSHIM运行与控制策略。

关键词：反应堆 MSHIM运行模式 M310机组

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