检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2008年第4期29卷 1-4,23页

作者：刘晓黎咸春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

长循环堆芯在堆芯燃耗寿期内反应性随堆芯燃耗的变化是堆芯物理设计需要考虑的关键参数。本文以铅-铋合金冷却,U-Pu-Zr燃料组成的堆芯为研究对象,从堆芯核设计的角度研究确定堆芯装载所涉及到中子学特性的影响因素。通过对燃料初始含量... 详细信息

长循环堆芯在堆芯燃耗寿期内反应性随堆芯燃耗的变化是堆芯物理设计需要考虑的关键参数。本文以铅-铋合金冷却,U-Pu-Zr燃料组成的堆芯为研究对象,从堆芯核设计的角度研究确定堆芯装载所涉及到中子学特性的影响因素。通过对燃料初始含量、燃料栅格距径比等关键量的分析研究,给出了堆芯物理设计区域的确定方法,并通过分析给出了设计限制区域。分析结果表明,该研究方法是合适的,所得到的限制区域内的堆芯装载满足堆芯燃耗寿期和反应性控制要求。

关键词：长循环堆芯铅-铋合金物理设计限制区域

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燃料棒芯块中Kr、Xe的低温释放机理

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核动力工程 2009年第S1期30卷 6-8,13页

作者：周毅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

在Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率... 详细信息

在Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率约为圆柱体芯块表面的两倍;当倒角的表面积与圆柱体芯块表面积相比不可忽略时,裂变气体反冲释放份额的计算应考虑倒角的影响。

关键词： UO2芯块裂变气体低温释放机理

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反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄处应力强度特征

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核动力工程 2008年第2期29卷 52-54,69页

作者：王小彬米小琴魏亚东杨敏陈海波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

用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应... 详细信息

用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应力强度随着减薄区长半轴的增大呈外凸形增大,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;最大薄膜+弯曲应力强度随着减薄区长半轴的增大基本保持不变,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;应力集中系数随着减薄区长半轴的增大呈内凹形减小,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小。

关键词：反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄应力强度

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超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发

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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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超临界核电厂汽轮机和热力系统的研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 75-77,96页

作者：黄学孔马爱萍孙奇隋海明杨洪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

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适... 详细信息

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适应机组滑压启动要求。本文对超临界核电机组的汽轮机设计和热力系统的总体方案进行了详细介绍。

关键词：超临界核电机组汽轮机组热力系统启停系统

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基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发

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核动力工程 2009年第6期30卷 53-56,62页

作者：谭长禄张虹赵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

研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环... 详细信息

研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环特性进行了计算,其结果都能得到合理解释,由此表明程序开发是初步成功的。

关键词：海洋条件 RELAP5程序两流体系统分析程序

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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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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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超临界水冷堆专设安全系统设计方案

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核动力工程 2013年第1期34卷 71-74页

作者：隋海明单建强黄学孔苟军利杨洪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

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选... 详细信息

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选取失流事故对SCWR安全系统的运行进行分析,验证了上述专设安全系统的有效性。

关键词：超临界水冷堆核电厂安全系统

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SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

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核动力工程 2013年第1期34卷 87-91页

作者：马永强柴晓明王育威潘俊杰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

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。

关键词：超临界水冷反应堆稳态物理-热工水力耦合概念设计 CASIR

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