检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第S02期41卷 121-125页

作者：路怀玉庞华刘仕超唐昌兵周毅辛勇李垣明高士鑫青涛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610213

针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC... 详细信息

针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC复合包壳热-力学行为的模拟计算,并与国外公开文献报道进行对比。结果表明,有限元计算方法适用于SiC复合包壳热-力学行为的模拟分析;弹塑性理论和固体传热理论分析表明SiC复合包壳温度场和应力场可解;三维有限元计算结果与文献结果符合较好,证明了计算结果的准确性。

关键词： SiC复合包壳热-力学行为温度场应力场

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核电厂数字化主控制室操纵评价系统技术研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 41-44页

作者：青先国赵阳李伟肖鹏简一帆陈明虎唐涛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610213

目前核电厂数字化主控制室防止人因失误和降低操纵员不恰当动作的概率在很大程度上仍然依赖于严格遵守规程和操纵员之间的人工交叉检查,该方法效率较低。本文提出了一种核电厂数字化主控制室操纵评价系统。该系统提供了多种功能,包括状... 详细信息

目前核电厂数字化主控制室防止人因失误和降低操纵员不恰当动作的概率在很大程度上仍然依赖于严格遵守规程和操纵员之间的人工交叉检查,该方法效率较低。本文提出了一种核电厂数字化主控制室操纵评价系统。该系统提供了多种功能,包括状态及动作监视、目标分析、可靠性分析和风险预警,为操纵员提供技术支持,对提高核电厂的效率具有显著意义。

关键词：过程建模原因-影响分析风险分析操纵评价

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华龙一号PRS系统改进和分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 32-35页

作者：崔怀明余小权鲜麟黄代顺卢毅力何劲松王明利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610213

为应对蒸汽发生器(SG)二次侧热阱功能丧失的设计扩展工况,华龙一号(HPR1000)设置了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。本文基于优化设计、提高经济性的考虑,提出了取消PRS应急补水箱的设计改进方案,并对改进方案产生的影响进行了分析。结... 详细信息

为应对蒸汽发生器(SG)二次侧热阱功能丧失的设计扩展工况,华龙一号(HPR1000)设置了二次侧非能动余热排出系统(PRS)。本文基于优化设计、提高经济性的考虑,提出了取消PRS应急补水箱的设计改进方案,并对改进方案产生的影响进行了分析。结果表明,本改进方案能满足安全功能要求,并使设计更简单、经济性更好。

关键词：非能动余热排出系统(PRS) 应急补水箱改进安全分析

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状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发

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核动力工程 2020年第6期41卷 150-154页

作者：喻娜冉旭鲜麟李峰张卓华吴清刘昌文冷贵君陈伟方红宇陈宏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610213

"华龙一号"采用征兆导向应急运行规程(SEOP)进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究,包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中,构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程,并结合"... 详细信息

"华龙一号"采用征兆导向应急运行规程(SEOP)进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究,包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中,构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程,并结合"华龙一号"的设计特征,确定了主要恢复策略以及相关的重要定值。在支持性验证过程中,选取典型二回路管道破裂事故进行论证,结果表明,对所选的工况,SEOP提供的缓解策略能够及时有效地将核电厂引导至预期的安全可控状态。此外,通过对不同类型事故规程进行比较,证明了SEOP在涵盖的事故范围和恢复操作的时效性方面的优势。通过本文的研究,为"华龙一号"二回路管道破裂事故处理规程的开发和验证建立了合理的方法。

关键词： “华龙一号” 二回路破裂事故应急运行规程

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华龙一号堆芯中子注量率测量系统自给能中子探测器关键参数研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 45-49页

作者：黄有骏李文平杨戴博蒋天植王银丽喻恒林超张芸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610213

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的... 详细信息

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的核、电性能关键参数进行研究和分析,并给出了SPND的设计方案。通过堆上试验验证,其性能满足华龙一号堆芯中子注量率测量的设计需求。

关键词：华龙一号堆芯中子注量率测量自给能中子探测器(SPND) 关键参数

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严重事故下小型安全壳内氢气风险分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 64-68页

作者：许幼幼彭欢欢张明邹志强邓坚王小吉鲍辉程坤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610213

采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小堆大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速... 详细信息

采用三维计算流体力学分析程序GASFLOW对小堆大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间安全壳内的氢气风险进行分析。结果表明,当发生LBLOCA时,大量的高温高压水/蒸汽喷入小型安全壳引起安全壳压力快速上升,迅速充满蒸汽,并将安全壳内的大部分空气迅速排出,形成蒸汽惰化;在对流较弱区域(如角落),存在氢气积聚现象;当事故进程发展到大量氢气产生时,由于安全壳内空气已经被蒸汽排出并惰化,虽然氢气浓度可以达到较高水平,但是混合气体处于可燃极限外,不存在氢气燃爆的风险。

关键词：严重事故氢气风险分析小型安全壳氢气燃爆

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用于求解细网SP3中子输运方程的两节块方法的精度与效率分析

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核动力工程 2020年第2期41卷 184-188页

作者：赵文博于颖锐柴晓明甯忠豪张斌刘琨方浩宇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610213

采用两节块方法求解细网3阶简化球谐函数(SP3)中子输运方程,该方法只对零阶角通量密度的拉普拉斯算子进行节块法处理,对应的零阶通量密度采用2阶展开,横向泄漏采用零阶近似;以此方法开发了适用于细网全堆输运计算的CORCA-PIN程序,该程... 详细信息

采用两节块方法求解细网3阶简化球谐函数(SP3)中子输运方程,该方法只对零阶角通量密度的拉普拉斯算子进行节块法处理,对应的零阶通量密度采用2阶展开,横向泄漏采用零阶近似;以此方法开发了适用于细网全堆输运计算的CORCA-PIN程序,该程序同时集成了细网有限差分方法。验证算例采用KAIST 3A基准问题及扩展三维问题。数值结果表明,采用栅元1×1划分的两节块法具有可接受的计算精度,而计算时间只有相同精度的细网有限差分方法的11%。因此,本文提出的两节块方法适用于细网SP3中子输运方程计算。

关键词： 3阶简化球谐函数(SP3) 细网两节块

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“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

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核动力工程 2020年第6期41卷 121-125页

作者：冉旭喻娜李峰钱立波陈伟张明吴清刘昌文冷贵君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610213

为了弥补事故导向应急事故规程(EOP)和状态导向应急事故规程(SOP)的缺陷,"华龙一号"核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析(PSA),通过大量的运行分析支持性计算,形成全新的征兆导向应急事故规程(SEOP)。以主蒸汽管道破... 详细信息

为了弥补事故导向应急事故规程(EOP)和状态导向应急事故规程(SOP)的缺陷,"华龙一号"核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析(PSA),通过大量的运行分析支持性计算,形成全新的征兆导向应急事故规程(SEOP)。以主蒸汽管道破裂事故为例,进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明,SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力,事故判断和缓解措施有效、可靠,能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故,充分发挥了"华龙一号"安全系统设计优势,进一步提升了"华龙一号"的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系,可用于同类核电厂的事故应急规程开发,并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。

关键词： “华龙一号” 征兆导向应急事故规程

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核电厂堆腔冷却状态监测研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 94-98页

作者：何鹏陈静李小芬何正熙朱加良徐涛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610213

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量... 详细信息

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。

关键词：堆腔冷却严重事故监测堆腔注水严重事故缓解熔融物滞留熔融物探测堆芯熔化

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核电高效紧凑新型蒸汽发生器设计研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 189-193页

作者：李磊张富源何戈宁吴杨田雅婧李冬慧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610213

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流... 详细信息

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流式预热器和泥渣收集器,并改进设计了小型双级叶片汽水分离器。计算和分析表明,ZH-J60型SG提高了SG自然循环倍率,提升了整机功率重量比、出口蒸汽品质和运行可靠性,完全满足并在部分关键参数上超过第三代压水堆核电厂SG的水平。

关键词：蒸汽发生器(SG) 轴流式预热器汽水分离器泥渣收集器核电

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