检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2010年第6期31卷 52-55,74页

作者：安萍姚栋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

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计算采用子通道ATHAS程序;燃耗计算采用ORIGEN程序。HPLWR燃料组件计算结果表明,程序计算结果是可靠的。

关键词：超临界水冷堆燃料组件物理热工耦合

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超临界六角形双排燃料组件性能分析

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核动力工程 2013年第1期34卷 31-34页

作者：安萍王连杰潘俊杰芦韡姚栋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

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能... 详细信息

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能,文中提出的D6-1型组件在仅采用一种燃料成分、不添加可燃毒物的情形下,其径向功率峰值因子低于1.10。另外,研究表明,由于组件间隙具有较大热周和较小流通面积,需要在实际工程应用中增加隔热涂层以降低组件外盒壁的导热率。

关键词：超临界水冷堆燃料组件双排六角形物理热工耦合

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屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 73-76,79页

作者：赵雪岑邓礼平刘立志杨松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

为保证核电主泵满足反应堆停堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析。

关键词：屏蔽式主泵转动惯量飞轮轴系动态性能敏感性分析

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核辅助管道甩击及防甩支架力学分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 40-42页

作者：袁锋吕勇波艾红雷袁艳丽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

根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破... 详细信息

根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破坏,本文采用能量平衡方法对核辅助管道的防甩支架进行力学分析。结果表明,防甩支架能够承受住管道破裂后的甩击,其应力也满足RCC-M ***的要求。

关键词：管道甩击防甩支架能量平衡应力评定

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真空室模块D形环筋板焊接数值模拟与结构选型

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核聚变与等离子体物理 2015年第3期35卷 228-232页

作者：王泽明陶海燕叶晓凤俞德怀王世忠中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610041

基于有限元分析软件,以双椭球热源为内热源,对不同筋板型式下的真空室模块D形环筋板焊接进行了三维动态模拟,得到了不同筋板型式下的瞬间温度场分布图、特征点热循环曲线以及应力应变曲线。结果表明:不同筋板型式下的焊接温度场以及各... 详细信息

基于有限元分析软件,以双椭球热源为内热源,对不同筋板型式下的真空室模块D形环筋板焊接进行了三维动态模拟,得到了不同筋板型式下的瞬间温度场分布图、特征点热循环曲线以及应力应变曲线。结果表明:不同筋板型式下的焊接温度场以及各特征点的热循环曲线保持一致,相比采用I型筋板的D型环结构,采用T型筋板后的D型环结构应力应变以及变形量都更小,真空室模块D形环工程化试制过程中可优先考虑采用T型筋板。

关键词：真空室模块筋板焊接结构选型

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含钆燃料组件能量计算

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核动力工程 2010年第4期31卷 8-11页

作者：王家翀安萍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

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带... 详细信息

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带来计算误差;给出了正确的计算公式,并且通过构造组件实例,应用成熟的计算程序和改进后的计算方法获得了正确的计算结果。

关键词：钆元素物理特性燃料组件能量计算准确度

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CSR1000控制棒落入堆芯三维瞬态分析

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原子能科学技术 2017年第12期51卷 2253-2257页

作者：王连杰张知竹陈炳德姚栋卢迪赵文博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

针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程... 详细信息

针对超临界水堆(SCWR)控制棒落入堆芯事件特点,采用堆芯三维瞬态性能分析方法,利用开发的SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序STTA,建立SCWR堆芯落棒瞬态三维计算模型和分析流程,研究分析超临界水堆CSR1000在控制棒落入堆芯瞬态过程中的堆芯性能,分析评价落棒瞬态下CSR1000堆芯的安全性能。堆芯三维落棒瞬态分析表明,当落入堆芯棒束价值较高时,落棒初期堆芯功率下降较快,之后由于水密度的反应性反馈,堆芯功率缓慢回升至新的平衡,堆芯功率下降速率超过了停堆信号整定值,将触发保护停堆;当落入堆芯棒束价值较低时,由于水密度的反应性反馈,堆芯功率下降缓慢,堆芯功率下降速率未能达到停堆信号整定值,不能触发保护停堆。控制棒落入堆芯对堆芯轴向功率分布影响很小,高价值落棒导致的落棒区域燃料组件功率坍塌相对低价值落棒更明显。无论是高价值落棒还是低价值落棒,瞬态过程中最大包壳壁面温度均低于瞬态安全限值850℃。水密度的显著反应性反馈及必要的保护停堆措施能保证CSR1000堆芯在控制棒落入堆芯过程中的安全性能。

关键词：超临界水堆三维瞬态分析高价值落棒低价值落棒最大包壳壁面温度

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超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发

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原子能科学技术 2015年第B05期49卷 434-437页

作者：卢迪夏榜样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610041

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPRO... 详细信息

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPROD程序进行比较,结果表明,两者计算结果符合较好,Xpack程序的计算效率提高了60倍左右,证明该程序是高效、可靠的。

关键词：超临界水冷堆燃料管理节块法

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结构参数对铝基泡沫金属屏蔽性能影响研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 125-130页

作者：吴松岭叶祝涛李艾华李刚刘晓珍中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213 厦门大学物理系福建厦门361005

金属泡沫材料拥有优良的γ射线屏蔽能力和较低的密度,但影响其屏蔽性能的关键结构参数及作用规律尚不明确,阻碍了该材料屏蔽性能的进一步优化。本文采用蒙特卡罗方法构建了2种最密堆球模型,计算了理想铝基泡沫金属在各结构参数下的屏蔽... 详细信息

金属泡沫材料拥有优良的γ射线屏蔽能力和较低的密度,但影响其屏蔽性能的关键结构参数及作用规律尚不明确,阻碍了该材料屏蔽性能的进一步优化。本文采用蒙特卡罗方法构建了2种最密堆球模型,计算了理想铝基泡沫金属在各结构参数下的屏蔽性能。研究发现,铝基泡沫金属对能量低于0.24 MeV软γ射线屏蔽能力优于铝基块体材料。控制空心球填充率是优化该材料屏蔽性能的主要可操控方式,且在其适合辐射屏蔽能段时材料越轻性能越好。堆球方式是影响材料屏蔽^(137)Cs、^(60)Co源γ射线性能的最重要参数,实现面心立方最密堆球铝基泡沫金属的制备将弱化其在屏蔽硬γ射线时的劣势。

关键词：铝基泡沫金属 γ射线屏蔽堆球方式质量减弱系数(MAC) 三维输运计算程序(MCNP)

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SARCS-4程序系统临界物理模拟实验验证

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核动力工程 2018年第3期39卷 166-170页

作者：李满仓陈长姚栋魏彦琴吴文斌赵文博黄世恩倪东洋巨海涛郑洪涛秦冬张知竹汪量子吴磊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610213

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟... 详细信息

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟实验,验证SARCS-4程序系统的正确性和可靠性。按照单变量准则和多样化准则,考察控制棒、可燃毒物棒、围板和堆芯布置等因素。模拟实验临界棒位校核分析表明:堆芯泄漏、围板效应、控制棒和可燃毒物棒效应是影响校核精度的主要因素,SARCS-4计算程序系统对模拟实验的整体计算精度相对较高,特殊布置堆芯仍需进一步提高计算精度,后续将通过进一步的实验和研究开展持续验证和改进。

关键词：中子学程序包 SARCS-4 临界物理实验模拟实验

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