检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2021年第12期 33-35页

作者：闫新龙王帅蒋朱敏蔡云于颖锐中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

文章以国内M310核电厂长循环燃料管理为基础,采用SCIENCE V2程序对比研究了常规载钆燃料棒组件及堆芯和回收铀载钆燃料棒组件及堆芯的K-inf、堆芯循环长度和FHΔH等关键中子学参数的差异,分析了堆芯采用回收铀载钆燃料棒的可行性、经济... 详细信息

文章以国内M310核电厂长循环燃料管理为基础,采用SCIENCE V2程序对比研究了常规载钆燃料棒组件及堆芯和回收铀载钆燃料棒组件及堆芯的K-inf、堆芯循环长度和FHΔH等关键中子学参数的差异,分析了堆芯采用回收铀载钆燃料棒的可行性、经济型和安全性。模拟结果表明,采用回收铀载钆燃料棒堆芯物理设计切实可行,不会对反应堆的经济性和安全性产生明显影响。

关键词：回收铀燃料管理载钆燃料棒组件 M310反应堆

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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作，对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析，介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORJGEN2程序的计算模型，以及其它相关计算模型。

关键词：核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算安全壳压水堆计算模型

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大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

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第三届核能行业核级泵技术研讨会

作者：邓礼平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

为保证大型屏蔽泵满足核电应用的可靠性以及寿命要求,本文对核电大型屏蔽泵转子导轴承的磨损速率、温度变化等因素对转子轴系的动态性能影响进行了分析,并进行了由此导致的轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性进行了全面分析.

关键词：核电厂屏蔽泵转子轴系性能敏感性

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焊接见证件冲击试验不合格原因分析及处理

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电焊机 2019年第5期49卷 27-31页

作者：黄宗仁黄炳炎李桓王明利赖建永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四川成都600213 天津大学天津300350

蒸汽发生器将反应堆所产生的热量传递给二回路给水,用于产生饱和蒸汽送往汽轮机,同时作为一回路压力边界的组成部分,承担着核电机组的安全功能。介绍了蒸汽发生器一次侧接管安全端产品焊接见证件的制作工艺、冲击试验方法和试验结果,分... 详细信息

蒸汽发生器将反应堆所产生的热量传递给二回路给水,用于产生饱和蒸汽送往汽轮机,同时作为一回路压力边界的组成部分,承担着核电机组的安全功能。介绍了蒸汽发生器一次侧接管安全端产品焊接见证件的制作工艺、冲击试验方法和试验结果,分析并确定了冲击试验不合格的原因。采用切除安全端并重新焊接的处理方法,结果合格,保证了蒸汽发生器产品质量满足要求。

关键词：安全端焊接见证件冲击试验分析处理

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核能产氢用先进高温反应堆技术初探

核能产氢用先进高温反应堆技术初探

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：赵伟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

从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,... 详细信息

从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,对如何开展先进高温反应堆技术研究与开发提出一些建议。

关键词：高温反应堆核能产氢冷却剂堆芯余热导出

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压水堆堆顶结构通风方案设计分析方法研究

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广东化工 2024年第9期51卷 101-104页

作者：李浩何培峰李红鹰李海颖余志伟曹立彦核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610000 中国核动力研究设计院四川成都610000

为进一步缩短换料大修时间以提升核电厂经济性,需要对反应堆堆顶结构的通风方案开展优化改进。针对堆顶结构的通风优化改进涉及多专业的复杂性,为此提出了一套面向正向设计的堆顶结构通风方案设计分析方法。该方法通过建立覆盖各专业需... 详细信息

为进一步缩短换料大修时间以提升核电厂经济性,需要对反应堆堆顶结构的通风方案开展优化改进。针对堆顶结构的通风优化改进涉及多专业的复杂性,为此提出了一套面向正向设计的堆顶结构通风方案设计分析方法。该方法通过建立覆盖各专业需求的需求条目,对优化方案进行影响分析,明确后续需开展的仿真计算和分析工作,最终通过对优化方案的流场及温场仿真分析以论证方案的可行性,并明确后续优化方向。本研究为堆顶结构通风冷却方案的优化提供了系统化的设计分析方法,可推广应用于类似的核电设备优化设计中。

关键词：堆顶结构通风冷却设计分析功能需求分析

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基于自然对流的堆顶局部热点分析及设计优化

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科学技术创新 2020年第34期 54-57页

作者：张志强李维付国忠张进强李国栋鲜希睿核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213

传统的反应堆堆顶通风冷却方式既产生了大量的能量损耗,同时也无法保证堆顶通风系统的可靠运行,严重影响堆顶结构件的使用寿命和可靠性。本文将针对堆顶结构的自然对流工况条件,采用理论分析和数值模拟的方法,利用流体力学分析软件(CFD... 详细信息

传统的反应堆堆顶通风冷却方式既产生了大量的能量损耗,同时也无法保证堆顶通风系统的可靠运行,严重影响堆顶结构件的使用寿命和可靠性。本文将针对堆顶结构的自然对流工况条件,采用理论分析和数值模拟的方法,利用流体力学分析软件(CFD)对堆顶流场和局部热点进行分析,并对堆顶结构进行设计优化。研究表明,驱动机构在全功率发热时,局部最高热点位于提升线圈处,而全保持工况下,局部最高热点出现在保持线圈处。采用堆顶的封闭区域结构设计,进一步降低了堆顶电缆处的环境温度,对电缆使用寿命的延长提供保障。

关键词：自然对流堆顶结构控制棒驱动机构温度场流场

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裂纹对悬臂输流管道颤振特性的影响

裂纹对悬臂输流管道颤振特性的影响

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：叶献辉蔡逢春臧峰刚张毅雄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

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动... 详细信息

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动力特性和颤振特性的影响.结果表明:当固支端附近出现裂纹时,输流管道的颤振临界流速将减小,越靠近固支端,颤振临界流速减小的越多.且随着裂纹深度增加颤振临界流速降低的更加明显.但裂纹离固支端一定位置后时,裂纹的出现将会增大管道的临界流速.

关键词：反应堆悬臂输流管道裂纹梁管道颤振临界流速模态函数

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议

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

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析.

关键词：堆芯换料燃料管理安全评价启动物理试验

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蒙卡程序计算共轭通量和中子动力学参数的方法及其验证

蒙卡程序计算共轭通量和中子动力学参数的方法及其验证

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第十一届全国蒙特卡罗方法及其应用学术交流会

作者：汪量子姚栋王侃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四川成都610041

基于蒙卡程序统计共轭通量困难，主流的蒙卡程序仅能无共轭通量权重的中子动力学参数，精度较低。本文研究在蒙卡程序中统计反复裂变几率作为共轭通量的估计，并作为权重函数计算中子动力学参数βeff和Λ的方法，介绍这种方法的理论基... 详细信息

基于蒙卡程序统计共轭通量困难，主流的蒙卡程序仅能无共轭通量权重的中子动力学参数，精度较低。本文研究在蒙卡程序中统计反复裂变几率作为共轭通量的估计，并作为权重函数计算中子动力学参数βeff和Λ的方法，介绍这种方法的理论基础，阐释在连续能量蒙卡程序MCNP4C和多群蒙卡程序MCMG中实现该方法的过程，并给出数值校验结果。本文的研究表明：该方法几乎不带来附加计算量，MCMG统计的共轭通量与ANISN的计算结果符合较好，MCNP4C计算的中子动力学参数与测量结果符合较好。

关键词：反应堆动力学蒙特卡罗方法共轭通量反复裂变几率

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