检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2006年第4期27卷 8-12页

作者：姚栋李大图于颖锐马永强尹强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

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机... 详细信息

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好。

关键词：组件计算少群参数基准问题

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发生落棒事故时的PCI研究

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核动力工程 2006年第5期27卷 65-69页

作者：刘彤张林沈才芬肖忠吕华权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

当反应堆发生落棒事故时,燃料芯块与包壳的相互作用瞬间增强,易造成燃料棒破损,从而影响核电站的正常运行。本文介绍了反应堆II类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用的机理和定量分析方法,并针对大亚湾核电站18个月换料的燃料管理方案进行... 详细信息

当反应堆发生落棒事故时,燃料芯块与包壳的相互作用瞬间增强,易造成燃料棒破损,从而影响核电站的正常运行。本文介绍了反应堆II类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用的机理和定量分析方法,并针对大亚湾核电站18个月换料的燃料管理方案进行了发生落棒事故时的PCI热力学评价。初步的研究结果表明:如果在自然循环长度和延伸燃耗运行期内发生落棒事故,对于基负荷运行和基负荷一次调频运行,均有PCI的应力裕量,不会造成燃料棒破损。

关键词：燃料芯块包壳相互作用落棒事故

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CNP1500堆芯燃料管理设计

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核动力工程 2006年第4期27卷 1-4页

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重点实验室成都610041

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径为347．0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179．5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯... 详细信息

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径为347．0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179．5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天；各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值；各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子氏FQ(ΔH)都低于限值；最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U)；各循环寿期末停堆裕量满足设计准则；低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

关键词：燃料管理慢化剂温度系数功率分布停堆裕量

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超临界水冷堆开发现状与前景展望

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核动力工程 2006年第2期27卷 1-4,44页

作者：李满昌王明利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

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。... 详细信息

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。

关键词：超临界水冷堆开发现状前景分析

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蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟

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核动力工程 2006年第1期27卷 76-79页

作者：黄伟陈五星张文其王海松何劲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

采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比... 详细信息

采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比较,吻合良好。

关键词：蒸汽发生器汽水分离器两相流计算流体力学(CFD)

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瞬态中子输运计算程序的研制

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核动力工程 2006年第3期27卷 11-15,31页

作者：吴宏春刘启伟姚栋西安交通大学 710049 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

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行... 详细信息

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行了校核计算,其结果与基准题吻合良好。

关键词：中子输运瞬态 DOT4-T 计算

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稳压器波动管热分层分析

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核动力工程 2006年第6期27卷 13-17页

作者：张毅雄杨宇西安交通大学 710049 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

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化... 详细信息

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。

关键词：稳压器波动管热分层应力分析

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中国一体化反应堆核电厂创新安全壳设计研究

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核动力工程 2006年第6期27卷 91-93,98页

作者：秦忠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

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内... 详细信息

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内。这种一体化设计消除了传统的冷却剂回路管道,消除了大LOCA事故,具有更高的安全性。本文介绍了CIP安全壳系统方案选择、安全壳设计、安全壳设计压力的确定以及安全壳结构的计算分析。

关键词：中国一体化反应堆核电厂安全壳设计研究

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ANSYS概率设计功能在力学分析中的应用

ANSYS概率设计功能在力学分析中的应用

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：郑连纲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

本文简要介绍了ANSYS程序的概率设计功能,包括概率设计过程和方法,并结合工程实例,说明了ANSYS程序在力学概率分析中的应用.

关键词： ANSYS程序概率设计核电站稳压器波动管接管嘴应力分析

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压力容器密封性能的敏感性分析

压力容器密封性能的敏感性分析

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：郑连纲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

在反应堆压力容器的设计中,结构的密封性能分析十分重要.掌握压力容器密封结构的密封性能,对结构的几何形式、尺寸、材料性能、内压及螺栓预紧力等参数的敏感性和对设计者设计及改进密封结构来说是至关重要的.本文分析了密封结构的上述... 详细信息

在反应堆压力容器的设计中,结构的密封性能分析十分重要.掌握压力容器密封结构的密封性能,对结构的几何形式、尺寸、材料性能、内压及螺栓预紧力等参数的敏感性和对设计者设计及改进密封结构来说是至关重要的.本文分析了密封结构的上述参数(结构几何形状、尺寸等)对压力容器的密封性能的影响程度及趋势,由分析结果得出以下结论:内压、几何形状及尺寸参数对O形环变形的影响显著;材料性能及螺栓预紧力参数对螺栓的应力影响显著.

关键词：密封结构敏感性压力容器反应堆密封性能

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