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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：刘文进秦余新曾忠秀毛庆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 大亚湾核电运营管理有限责任公司深圳518124

大亚湾核电站一些通风管本身在设计上没有抗震要求,但这些通风管在地震发生时有可能位移过大撞坏或破损后产生飞射物砸坏其它安全相关的重要设备或系统,大亚湾核电站在10年安全审评时将地震作为初因事件对这些通风管进行了分析论证.本... 详细信息

大亚湾核电站一些通风管本身在设计上没有抗震要求,但这些通风管在地震发生时有可能位移过大撞坏或破损后产生飞射物砸坏其它安全相关的重要设备或系统,大亚湾核电站在10年安全审评时将地震作为初因事件对这些通风管进行了分析论证.本文参考法国电力公司(EDF)在大亚湾核电厂有抗震级别的通风管及其支承设计中所采用的分析方法,采用等效静力法和简化动力法对1R447房间内的1EVC通风管及相关支承进行了分析评价,通过对1R447房间的1EVC通风管支承间跨度验算及在安全停堆地震(SSE)和自重载荷作用下支承载荷、支承应力、螺栓受力的校核,表明1R447房间内1EVC通风管的跨度和相关支承载荷、应力、螺栓受力都满足抗震要求.

关键词：核电站通风管支承载荷支承应力螺栓受力抗震设计

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岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定

岭澳一期1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少分析评定

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：刘文进彭浩曾忠秀毛庆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 大亚湾核电运营管理有限责任公司深圳518124

核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和... 详细信息

核电站系统管道一方面要求在热膨胀作用下能自由膨胀,另一方面要求在动载荷作用下有较强的抵抗能力,阻尼器满足了两方面的要求.但是,阻尼器在使用过程中可能会出现漏油或卡死等现象,因此,在核电站运行期间需要对阻尼器进行定期的保养和检查,使得阻尼器的定期维护费用非常高.从上世纪90年代开始,核电行业开始研究阻尼器减少的方法,并对一些核电站实施了阻尼器减少.大亚湾核电运营管理有限公司决定采用先进的地震分析方法降低分析的保守性,从而减少核电站的阻尼器,于2004年委托中国核动力研究设计院设计所对岭澳一期核电站的主蒸汽和主给水管线阻尼器进行了减少.本文介绍了岭澳一期核电站1VVP002管线安全壳外部分阻尼器减少所采用的方法和减少的结果.

关键词：核电站蒸汽管线给水管线阻尼器

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CELL/CPL493程序系统对HFETR的燃耗跟踪分析

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核动力工程 2005年第4期26卷 352-355页

作者：姚栋于颖锐沈锡荣李大图中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验堆(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的... 详细信息

简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验堆(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的可靠性以及计算模型和参数处理方法的合理性。

关键词：燃耗跟踪临界棒位程序系统高通量工程试验堆

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反应堆冷却剂回路温度计套管流致振动分析

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核动力工程 2005年第4期26卷 360-363页

作者：臧峰刚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

反应堆冷却剂回路温度计套管在流体流动冲刷下的振动主要有两种激励机理:湍流和旋涡脱落。本文计算了G1″和G1″1/4温度计套管的固有频率和旋涡脱落频率,分析了这两种不同尺寸的温度计套管的旋涡脱落锁定,并采用简化的工程方法对温度计... 详细信息

反应堆冷却剂回路温度计套管在流体流动冲刷下的振动主要有两种激励机理:湍流和旋涡脱落。本文计算了G1″和G1″1/4温度计套管的固有频率和旋涡脱落频率,分析了这两种不同尺寸的温度计套管的旋涡脱落锁定,并采用简化的工程方法对温度计套管的流致振动进行了疲劳分析研究。

关键词：流致振动湍流激励旋涡脱落疲劳

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大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

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核动力工程 2005年第3期26卷 301-304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

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供... 详细信息

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供了依据。

关键词：大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

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反应堆压力容器密封系统瞬态热弹塑性接触的高效解法

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核动力工程 2005年第1期26卷 40-43,69页

作者：徐铭宇林腾蛟李润方杜雪松李水安杨宇重庆大学机械传动国家重点实验室 400044 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

本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进... 详细信息

本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进行了修改和补充。应用改进后的分析程序对压力容器模拟体进行密封分析,计算效率提高了一倍以上。

关键词：压力容器弹塑性问题接触问题热传导有限元法

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核反应堆故障早期检测和在线状态监测方法

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核动力工程 2005年第2期26卷 175-178页

作者：盛焕行李红霞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

即将頒布的核行业标准《核电厂反应堆堆内构件的振动监测》(简称标准)对早期监测反应堆压力容器堆内构件蜕化的方法、故障检测仪表和监测程序提出了要求,适用于以中子波动信号和反应堆压力容器振动信号为基础的堆内构件和一回路部件的... 详细信息

即将頒布的核行业标准《核电厂反应堆堆内构件的振动监测》(简称标准)对早期监测反应堆压力容器堆内构件蜕化的方法、故障检测仪表和监测程序提出了要求,适用于以中子波动信号和反应堆压力容器振动信号为基础的堆内构件和一回路部件的动态特性的监测。本文强调了标准所包含的核电站新型仪表控制系统的监测方法。新系统不同于传统的监测系统,它的主要目的是早期故障检测,以便向电厂操纵员和检查维修人员提供有用的状态信息。

关键词：堆内构件振动故障早期检测状态监测

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孔板气蚀诱发核级管道振动和噪声问题研究

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核动力工程 2005年第4期26卷 356-359页

作者：毛庆向文元张毅雄王伟西安交通大学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 大亚湾核电运营管理有限责任公司

针对在役核电厂出现的核级管道系统强烈振动和噪声导致结构失效的问题,采用“数值模拟优先”的研究方法,通过数值计算分析和实验研究,发现节流孔板气蚀是诱发故障的根本原因,提出了工程改造方案。系统改造后的现场调查和评估显示:在保... 详细信息

针对在役核电厂出现的核级管道系统强烈振动和噪声导致结构失效的问题,采用“数值模拟优先”的研究方法,通过数值计算分析和实验研究,发现节流孔板气蚀是诱发故障的根本原因,提出了工程改造方案。系统改造后的现场调查和评估显示:在保证系统功能和结构完整性满足设计规范的前提下,管系的振动和噪声已控制在可接受的范围内。

关键词：节流孔板气蚀振动和噪声系统改造

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CNP1500核电站堆芯燃料管理研究

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中国核科技报告 2005年第1期 164-173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级重点实验室成都610041

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,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426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470... 详细信息

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,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426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470有效满功率天,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FΔH都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55 000 MW.d/tU;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。叙述了CNP1500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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秦山核电厂应急行动水平研究

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中国核科技报告 2005年第1期 182-191页

作者：杨洪润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

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动... 详细信息

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动水平的确定、应急行动水平的表达方式(矩阵表和主控室应急状态分级逻辑图)、与应急操作规程(EOP)和关键安全功能状态树(CSFST)的结合等。

关键词：秦山核电厂应急状态分级应急行动水平

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