检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第2期42卷 193-196页

作者：黄宗仁王明利李峰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(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系... 详细信息

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。

关键词：华龙一号(HPR1000) 反应堆冷却剂系统(RCS) 流量测量试验研究与设计

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ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

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核动力工程 2015年第6期36卷 56-60页

作者：关仲华向清安陈彬余红星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

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为... 详细信息

基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。

关键词：堆芯熔融物压力容器内滞留风险导向事故分析方法

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自然循环工况下蒸汽发生器U型管中倒流特性研究

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核动力工程 2014年第3期35卷 11-14页

作者：辛素芳彭诗念张渝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

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发... 详细信息

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。

关键词：倒流蒸汽发生器自然循环

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核反应堆控制棒驱动机构动作部件状态检测研究

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核动力工程 2019年第2期40卷 90-94页

作者：谢细明彭航张倬孙启航张智峰霍蒙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

针对反应堆堆内环境条件下控制棒驱动机构(CRDM)常用状态检测方法难以应用的情况,提出了一种新的通过在线测量线圈电感值进行CRDM动作部件状态检测的方法,通过试验获取了线圈电感值与动作部件状态之间关系,幵进行了样机模拟故障状态检... 详细信息

针对反应堆堆内环境条件下控制棒驱动机构(CRDM)常用状态检测方法难以应用的情况,提出了一种新的通过在线测量线圈电感值进行CRDM动作部件状态检测的方法,通过试验获取了线圈电感值与动作部件状态之间关系,幵进行了样机模拟故障状态检测试验。结果表明,该方法可准确实现CRDM动作部件状态检测,不需在反应堆上增设额外仪器设备,实施较为方便。

关键词：反应堆控制棒驱动机构(CRDM) 状态检测

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堆内构件吊篮筒体加工变形及其控制措施研究

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核动力工程 2016年第5期37卷 71-74页

作者：夏欣李宁李燕赵伟陈训刚何培峰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

反应堆压力容器堆内构件吊篮筒体制造过程中频繁出现加工变形超差,严重影响吊篮筒体的加工质量和核电项目的建造周期。对筒体变形的影响因素和超差原因进行分析,并提出筒体变形的控制措施,在后续核电厂项目吊篮筒体的加工过程中取得良... 详细信息

反应堆压力容器堆内构件吊篮筒体制造过程中频繁出现加工变形超差,严重影响吊篮筒体的加工质量和核电项目的建造周期。对筒体变形的影响因素和超差原因进行分析,并提出筒体变形的控制措施,在后续核电厂项目吊篮筒体的加工过程中取得良好效果。对筒体设计方面的改进和调整提出建议,部分改进已在国产第三代核电机组—华龙一号吊篮筒体的设计中得到应用。

关键词：吊篮筒体变形超差分析控制措施设计改进

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MOX堆芯中子注量计算方法研究

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核动力工程 2014年第S2期35卷 27-30页

作者：唐松乾谭怡应栋川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

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用... 详细信息

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。

关键词： MOX 快中子注量 VENUS-2

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三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 203-206页

作者：任春明杜思佳邓坚吴清辛素芳胡迎刘晓波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

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研... 详细信息

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。

关键词：三代核电热管段温度搅混温度测量

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六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

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核动力工程 2022年第1期43卷 238-241页

作者：魏彦琴黄世恩王连杰娄磊操节宝蔡云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

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布... 详细信息

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。

关键词：六边形套管型燃料堆芯临界物理试验临界质量测量核设计程序试验验证

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紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究

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核动力工程 2015年第3期36卷 1-5页

作者：郑洪涛夏榜样肖鹏李松岭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

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并... 详细信息

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。

关键词：钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性反应性控制紧凑型压水堆

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超高通量快中子试验堆堆芯初步概念设计

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核动力工程 2023年第2期44卷 222-226页

作者：蔡云王连杰汪量子夏榜样娄磊张斌张策胡钰莹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

针对先进核能系统发展需要,提出了超高通量堆的堆芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计,设置宽流道保证堆芯冷却剂占有较高的体积份额。堆芯采用52盒燃料组件,设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过堆芯概念设计方案评价... 详细信息

针对先进核能系统发展需要,提出了超高通量堆的堆芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计,设置宽流道保证堆芯冷却剂占有较高的体积份额。堆芯采用52盒燃料组件,设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过堆芯概念设计方案评价,结果表明堆芯循环长度可达100EFPD(等效满功率天),所提出的超高通量堆的最大中子注量率可达到1.08×10^(16)cm^(−2)·s^(−1)。

关键词：超高通量堆初步概念设计中子注量率

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