检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第3期30卷 4-6页

作者：郑连纲张丽屏杨宇臧峰刚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

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合... 详细信息

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟。该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等不足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面。该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析。

关键词：压力容器密封性能分析方法

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秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

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核动力工程 2009年第S1期30卷 44-47页

作者：肖鹏许东芳冯威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(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明... 详细信息

秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态。如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的。否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用。

关键词：秦山核电厂反应堆保护系统安全性经济性

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含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

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核动力工程 2014年第2期35卷 8-12页

作者：谭怡魏述平邓理邻刘晓黎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

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰... 详细信息

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

关键词： MOX 衰变热裂变产物积存量乏燃料水池热负荷

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核电厂风险指引管理研究

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核动力工程 2007年第1期28卷 94-98页

作者：王朝贵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

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险... 详细信息

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险指引决策对概率安全评价(PSA)的要求,并对我国核电厂采用风险指引管理提出了建议。

关键词：风险指引管理概率安全评价核电厂

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岭澳二期反应堆控制系统数字化技术应用及其工程适应性研究

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核动力工程 2009年第1期30卷 82-85页

作者：刘炯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

反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计... 详细信息

反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计特点和适应性研究的成果。

关键词：核电厂数字化技术反应堆控制系统人-机接口

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反应堆压力容器老化敏感性分析方法

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核动力工程 2007年第5期28卷 87-90页

作者：杨宇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

结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。

关键词：反应堆压力容器老化机理老化分析

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AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

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核动力工程 2014年第6期35卷 96-99页

作者：韩勇刘飞洋刘文静高永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

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并... 详细信息

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。

关键词： AP1000 反应堆冷却剂泵中压变频器单元串联矢量控制

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秦山核电二期扩建工程堆芯冷却监测系统设计

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核动力工程 2008年第1期29卷 5-9页

作者：何正熙李白吴峻张帆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

由于秦山核电二期工程中使用的堆芯冷却监测系统机柜已停产,所以在秦山二期扩建工程中采用了安全级数字化仪表控制系统(TXS)作为堆芯冷却监测系统的处理平台。本文详细描述了采用TXS平台后堆芯冷却监测系统的结构和工作原理。

关键词：堆芯冷却监测系统 TXS 分散控制系统

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MIPR堆芯模拟体气-液两相试验工况下流动与传热特性的数值模拟

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核动力工程 2009年第S1期30卷 65-69页

作者：聂华刚宋小明牛文华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

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结... 详细信息

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结果与试验结果的比较分析表明,两者吻合较好。

关键词： MIPR 堆芯模拟体 CFD 气-液两相流传热

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含环向贯穿裂纹管道断裂力学工程方法影响函数的计算研究

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核动力工程 2009年第2期30卷 27-29,89页

作者：郑斌卢岳川臧峰刚孙英学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

为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响函数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的... 详细信息

为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响函数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的计算方法。为了验证该方法,将计算的h2值与EPRI已有的h2值进行比较;将基于计算的h2值所求得的COD结果与管道裂纹评定程序(PICEP)中工程实例的COD结果进行比较。结果表明,计算的h2值、COD结果均与参考值吻合良好,证明了本文h2值计算方法的正确性。

关键词：断裂力学有限元影响函数

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