检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2008年第5期29卷 72-76页

作者：关仲华余红星江光明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

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯... 详细信息

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响。针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策。结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应。

关键词：堆芯熔融物自然对流换热集热效应

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核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养

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核动力工程 2009年第3期30卷 99-101页

作者：朱建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

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设... 详细信息

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设备和系统能保持较高的可利用率。

关键词：核电厂安装调试维护可利用率

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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

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核动力工程 2007年第3期28卷 87-89页

作者：刘文进毛庆曾忠秀秦余新张毅雄王伟吴万军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

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料... 详细信息

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。

关键词：测量结果小支管振动振动测量

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秦山核电厂二期扩建工程吊篮筒体焊接变形的分析及其控制

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核动力工程 2010年第6期31卷 1-4,9页

作者：王庆田许斌何大明李燕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

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减... 详细信息

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减小焊接变形。结果表明,4#吊篮筒体焊接结果满足设计要求。

关键词：反应堆堆内构件核电吊篮筒体焊接变形控制

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岭澳核电站二期反应堆核测量相关系统设计

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核动力工程 2012年第2期33卷 1-4页

作者：李文平杨戴博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

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、... 详细信息

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、RIC、LSS不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与DCS的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。

关键词：岭澳核电站二期核测量系统功能分配接口

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基于二元重要度的设备分级技术

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核动力工程 2009年第S1期30卷 77-81页

作者：曾未余红星孙玉发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

现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安... 详细信息

现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安全分析模型的基础上,验证了二元重要度分级方法的正确性。

关键词：概率安全分析二元重要度叠加性转移模型分级限值

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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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用OECD/NEA堆芯瞬态基准题验证RELAP5-TDNK程序系统

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核动力工程 2009年第S1期30卷 23-27页

作者：李峰张渝江光明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

利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种... 详细信息

利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种程序进行比较,结果表明:RELAP5-TDNK程序模拟结果较好,能够分析事故或瞬态过程中堆芯内局部功率和热工参数的相互作用,具有分析强反馈现象的能力。

关键词： RELAP5-TDNK 弹棒事故耦合程序

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设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析

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核动力工程 2009年第3期30卷 1-3,12页

作者：孙英学杜娟卢岳川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

通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究了设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响。研究结果表明,按60a寿命设计的反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求。

关键词：反应堆压力容器设计瞬态疲劳损伤

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射流泵水力特性优化设计研究

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核动力工程 2014年第4期35卷 129-132页

作者：赵雪岑王金涛刘松亚刘立志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

由于射流泵泵体内部高雷诺数的强剪切湍流射流,没有准确的理论公式可以表达其内部流体的流动、混合和扩散过程。在有关射流泵设计、优化方法的研究基础上,选取面积比、喉管长径比、喉嘴距作为关键参数,以提高效率为优化目标,对射流泵的... 详细信息

由于射流泵泵体内部高雷诺数的强剪切湍流射流,没有准确的理论公式可以表达其内部流体的流动、混合和扩散过程。在有关射流泵设计、优化方法的研究基础上,选取面积比、喉管长径比、喉嘴距作为关键参数,以提高效率为优化目标,对射流泵的水力特性开展数值计算,获得比初始设计效率提高6%的射流泵设计方案,进而降低对循环泵功率的需求。

关键词：射流泵水力特性优化设计数值分析

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