检索结果-内蒙古大学图书馆

第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作，对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析，介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORJGEN2程序的计算模型，以及其它相关计算模型。

关键词：核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算安全壳压水堆计算模型

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议

作者：李冬生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

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析.

关键词：堆芯换料燃料管理安全评价启动物理试验

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裂纹对悬臂输流管道颤振特性的影响

裂纹对悬臂输流管道颤振特性的影响

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：叶献辉蔡逢春臧峰刚张毅雄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

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动... 详细信息

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动力特性和颤振特性的影响.结果表明:当固支端附近出现裂纹时,输流管道的颤振临界流速将减小,越靠近固支端,颤振临界流速减小的越多.且随着裂纹深度增加颤振临界流速降低的更加明显.但裂纹离固支端一定位置后时,裂纹的出现将会增大管道的临界流速.

关键词：反应堆悬臂输流管道裂纹梁管道颤振临界流速模态函数

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反应堆点堆模型线性化问题

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自动化与仪器仪表 2015年第12期 227-229页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

核反应堆点堆模型的线性化是早期研究反应堆动力学特性和分析控制系统动态行为的一种有效途径。对实际工程而言,反应堆的非线性特性是客观存在的,不可能像理论分析那样直接对数学模型进行线性化处理。工程应用中对反应堆非线性特性的补... 详细信息

核反应堆点堆模型的线性化是早期研究反应堆动力学特性和分析控制系统动态行为的一种有效途径。对实际工程而言,反应堆的非线性特性是客观存在的,不可能像理论分析那样直接对数学模型进行线性化处理。工程应用中对反应堆非线性特性的补偿是利用把补偿环节加入控制策略里得以实现的。本文在简要重述早期线性化方法的基础上,重点讨论一下线性化的工程实现方法。这几个方法是工程控制系统实际使用及数字化控制技术工程应用的有效方法。

关键词：点堆模型线性化

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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：李冬生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

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。

关键词：核电站压水堆堆芯装载燃料组件

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大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

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第三届核能行业核级泵技术研讨会

作者：邓礼平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

为保证大型屏蔽泵满足核电应用的可靠性以及寿命要求,本文对核电大型屏蔽泵转子导轴承的磨损速率、温度变化等因素对转子轴系的动态性能影响进行了分析,并进行了由此导致的轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性进行了全面分析.

关键词：核电厂屏蔽泵转子轴系性能敏感性

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核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：刘旭东陈长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

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应... 详细信息

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应急注硼两套独立的反应性控制系统。选用Gd203可燃毒物补偿寿期初过剩的反应性。寿期内燃料燃耗和可燃毒物的消耗达到较好的匹配，满足总体设计和核设计准则要求。在额定功率下连续运行，第一循环堆芯燃耗寿期可达500EFPD，平衡循环堆芯燃耗寿期可达760EFPD。

关键词：燃料组件载钆燃料棒平衡换料卸料燃耗海水淡化堆堆芯核设计

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基于机构和结构的液压挖掘机工作装置协同优化

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机械研究与应用 2017年第3期30卷 49-53,60页

作者：庞晓平聂东陈进邹智红王浩煜重庆大学机械传动国家重点实验室重庆400044 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

针对液压挖掘机工作装置建模困难,结构复杂,计算量大,不宜进行集成有限元优化且机构和结构参数存在耦合的问题。采用UG进行整个工作装置参数化建模,规则化网格以降低计算规模,基于应力分布选择危险工况,同时采用基于二次回归的Pareto筛... 详细信息

针对液压挖掘机工作装置建模困难,结构复杂,计算量大,不宜进行集成有限元优化且机构和结构参数存在耦合的问题。采用UG进行整个工作装置参数化建模,规则化网格以降低计算规模,基于应力分布选择危险工况,同时采用基于二次回归的Pareto筛选主要设计变量,ISIGHT结合APDL编程以及机构结构协同优化等多种手段同时并举。有效解决上述问题的同时,得到最大应力减少38%,最大位移减少6.7%,重量减少0.3%的良好结果,为类似复杂结构优化问题提供了一定的参考。

关键词：反铲液压挖掘机工作装置集成分析协同优化

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从计算机和航天工程看核电站升级换代

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仪器仪表用户 2017年第9期24卷 74-77页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

升级换代是所有工业企业产品都必须面临的实际问题。它也是市场竞争凸显出的一种客观规律。这种客观规律有一个显著特点,就是自己淘汰自己。新产品是自己开发出来的。如此,对企业旧有的产品而言,轻者,市场空间开始受到压缩;重者,不得不... 详细信息

升级换代是所有工业企业产品都必须面临的实际问题。它也是市场竞争凸显出的一种客观规律。这种客观规律有一个显著特点,就是自己淘汰自己。新产品是自己开发出来的。如此,对企业旧有的产品而言,轻者,市场空间开始受到压缩;重者,不得不退出整个市场。当然,如果产品本身是国际化的,也就意味着新产品是对国际同类已有产品的市场压缩或淘汰。从这里也可以体会到,如果自己不淘汰自己很可能就意味着被人淘汰。本文将从对计算机和航天工程的升级换代描述中对比分析核电站的升级换代问题。

关键词：计算机航天工程核电站升级换代

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核反应堆控制系统的鲁棒性分析

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自动化信息 2012年第12期 45-47,44页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610041

文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制，给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

关键词：核反应堆 PID 鲁棒性

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