检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第1期34卷 97-100,120页

作者：邢硕姚栋尹春雨庞华涂晓兰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

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可... 详细信息

根据超临界水冷堆(SCWR)燃料棒的热工水力特点,基于压水堆(PWR)燃料棒性能分析程序的理论模型和计算方法研究燃料包壳的物性模型和超临界水(SCW)与燃料包壳的传热模型,建立适用于SCWR燃料棒的性能分析程序——SCWRFPA。采用SCWRFPA和可分析SCWR的热工水力子通道程序ATHAS分别对1/8欧洲超临界轻水堆(HPLWR)燃料组件燃料棒进行计算,其计算结果基本一致。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 燃料棒分析程序

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停堆断路器停堆动作可靠性分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 168-171页

作者：李洪伟孙宇郑晓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

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障。分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响。分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于... 详细信息

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障。分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响。分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小。

关键词：停堆断路器误动率拒动率可靠性

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反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

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核动力工程 2013年第5期34卷 30-32页

作者：张丽屏郑连纲卢岳川刘文进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

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对... 详细信息

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。

关键词：堆芯简体反应堆压力容器快速断裂

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CEA93核数据库分析研究

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核动力工程 2013年第6期34卷 13-17页

作者：郭凤晨王家翀芦韡姚栋刘旭东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

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CE... 详细信息

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CEA93库进行维护更新,具有维护便捷、不易出错的优点。

关键词：核数据多群常数库维护

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24个月换料周期燃料管理初步研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 99-102页

作者：王丹王金雨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

目前国内大部分压水堆核电站已经过渡或计划过渡到18个月的换料周期,而更长周期的燃料管理策略是未来的发展趋势。本课题以秦山第二核电厂为研究对象,分析研究将换料燃料富集度提高到4.95%及56个和60个换料新组件的燃料管理方案。结果表... 详细信息

目前国内大部分压水堆核电站已经过渡或计划过渡到18个月的换料周期,而更长周期的燃料管理策略是未来的发展趋势。本课题以秦山第二核电厂为研究对象,分析研究将换料燃料富集度提高到4.95%及56个和60个换料新组件的燃料管理方案。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物的合理布置及优化,2种燃料管理方案在循环长度上均可满足24个月换料周期运行的要求,且都具有较好的经济指标和运行安全性。

关键词：反应堆 24个月换料燃料管理策略

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辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 84-86页

作者：邓理邻吕焕文谭怡肖锋魏述平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

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明... 详细信息

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低。

关键词：辐照监督管快中子注量率精细化模型

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面向核反应堆计算软件的运行平台设计与实现

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核动力工程 2013年第S1期34卷 77-79页

作者：冯波芦韡冯晋涛范家杰袁光辉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

提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核... 详细信息

提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核电厂堆芯运行支持与燃料规划专用软件包(简称QSICOR)。通过应用研究表明,该平台能提升核设计的效率,有效地解决传统核反应堆计算软件在使用方式上的不足。

关键词：核反应堆计算软件运行平台核设计 QSICOR

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超临界水冷堆堆内构件密封研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 57-59,70页

作者：刘晓方才顺王留兵张宏亮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

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS... 详细信息

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 密封结构计算分析

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乙醇胺在核电厂二回路水处理中的应用研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 137-140页

作者：王琳谢杨崔怀明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

乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率... 详细信息

乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率,延长蒸汽发生器和二回路设备的使用寿命,提高在役核电厂的经济性。该工作对国产核电厂二回路水处理技术改进具有参考价值。

关键词：核电厂二回路乙醇胺

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CSR1000结构总体设计方案

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核动力工程 2013年第1期34卷 52-56页

作者：张宏亮罗英李翔范恒刘晓周禹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

围绕中国超临界水冷堆(CSR1000)项目开展的反应堆结构总体设计方案研究,阐述了在双流程条件下反应堆结构总体面临的反应堆结构材料、密封结构形式、流量分配、热应力分析及流致振动响应等关键技术问题,并提出了初步的研究方法和解决方案。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 反应堆结构双流程总体设计

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