检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第2期36卷 72-76页

作者：王银丽罗炜朱攀李艳蓉朱宏亮杨戴博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 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。介绍福清核电厂一期数字化核仪表系统的结构、功能、设计要求和设计特点,并从设计的角度就RPN与安全级数字化仪控系统的功能划分与岭澳核电站二期进行比较。结果表明,福清核电厂一期数... 详细信息

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。介绍福清核电厂一期数字化核仪表系统的结构、功能、设计要求和设计特点,并从设计的角度就RPN与安全级数字化仪控系统的功能划分与岭澳核电站二期进行比较。结果表明,福清核电厂一期数字化RPN设计能较好地满足系统的功能要求,为后续项目RPN优化设计提供了借鉴。

关键词：核电厂核仪表系统探测器定期试验

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蒸汽发生器非线性支承系统的抗震能力分析

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原子能科学技术 2015年第7期49卷 1260-1265页

作者：蔡逢春梁艳仙叶献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四川成都610041 成都航空职业技术学院四川成都610021

计算核电厂设备的高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力是地震概率安全评价、地震裕度评价的一个重要步骤。以蒸汽发生器支承为研究对象,建立其详细的非线性有限单元模型,通过逐步增大地面运动水平,反复计算系统的响应,最后得到蒸汽发生... 详细信息

计算核电厂设备的高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力是地震概率安全评价、地震裕度评价的一个重要步骤。以蒸汽发生器支承为研究对象,建立其详细的非线性有限单元模型,通过逐步增大地面运动水平,反复计算系统的响应,最后得到蒸汽发生器支承的抗震能力,并与通过确定性失效裕度法得到的HCLPF进行比较。结果表明,两者的计算结果差别较大。本文建议对于非线性较强的设备需采用非线性时程分析方法计算设备的HCLPF。

关键词：抗震能力易损性高置信度低失效概率地震裕度评价

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严重事故专家决策辅助支持软件开发

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核动力工程 2015年第6期36卷 84-87页

作者：关晖王加昌张明关仲华周统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 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

介绍自主开发的基于核电厂信息化平台的严重事故专家决策辅助支持软件的开发背景、开发目标、开发技术路线、关键技术、软件功能及软件验证。与严重事故分析软件MAAP计算结果进行对比,验证开发软件计算结果的合理性。实际应用表明:该软... 详细信息

介绍自主开发的基于核电厂信息化平台的严重事故专家决策辅助支持软件的开发背景、开发目标、开发技术路线、关键技术、软件功能及软件验证。与严重事故分析软件MAAP计算结果进行对比,验证开发软件计算结果的合理性。实际应用表明:该软件运行速度快,操作智能且符合核电厂管理和使用习惯,可极大提升核电厂严重事故管理能力。

关键词： SAMG 实时监测预测分析计算机辅助(CA)

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微液膜动力学特性与稳定性实验研究

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强激光与粒子束 2015年第8期27卷 271-274页

作者：李华张友佳张林黄洪文中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。

关键词：共轭光学探测器微液膜动力学稳定性

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系统安全分析程序TSACO的开发与验证

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核动力工程 2015年第S2期36卷 4-8页

作者：王杰潘俊杰冯晋涛苏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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

选择用于评估高温气冷堆系统安全分析程序瞬态分析能力的HE-FUS3实验装置为对象,利用自主开发的系统热工水力瞬态分析程序TSACO对其进行建模,并对稳态工况和失流事故进行模拟分析。计算结果表明,稳态工况下系统重要部件温度的TSACO程序... 详细信息

选择用于评估高温气冷堆系统安全分析程序瞬态分析能力的HE-FUS3实验装置为对象,利用自主开发的系统热工水力瞬态分析程序TSACO对其进行建模,并对稳态工况和失流事故进行模拟分析。计算结果表明,稳态工况下系统重要部件温度的TSACO程序计算值与HE-FUS3实验值符合较好,失流事故中系统流量和测试段出口温度的计算值与实验值均符合良好,证明了TSACO程序应用于系统瞬态热工安全分析的可靠性。

关键词：程序验证 HE-FUS3实验装置安全分析

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气泡破裂产生膜液滴理论模型的建立与验证

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原子能科学技术 2015年第11期49卷 2036-2043页

作者：马超薄涵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四川成都610041 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生膜液滴现象。在明确该过程物理机理及气泡破裂环状物模型基础上,应用瑞利射流不稳定性分析理论结果,通过合理假设,建立了自由液面单气泡破裂产生膜液滴的物理模型。通过引入瑞利断裂... 详细信息

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生膜液滴现象。在明确该过程物理机理及气泡破裂环状物模型基础上,应用瑞利射流不稳定性分析理论结果,通过合理假设,建立了自由液面单气泡破裂产生膜液滴的物理模型。通过引入瑞利断裂时间判据,对时间变量进行离散,数值求解该理论模型,可获得气泡破裂产生膜液滴的初始参数,包括膜液滴数量、尺寸、速度、初始位置。将模型计算结果同已有实验数据对比,二者符合较好,证明了模型的正确性。

关键词：蒸汽发生器气泡破裂膜液滴理论模型

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裕量法的堆芯功率能力分析研究

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核科学与工程 2015年第1期35卷 32-37页

作者：刘同先吴磊于颖锐周金满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

堆芯功率能力分析是在确定的反应堆运行模式下研究堆芯功率分布的控制,以满足核电厂在Ⅰ类工况下电厂机动性要求和Ⅱ类工况时安全性要求。传统的功率能力分析方法,比如综合法或较为先进的三维分析方法,均是计算功率分布相应的关键安全参... 详细信息

堆芯功率能力分析是在确定的反应堆运行模式下研究堆芯功率分布的控制,以满足核电厂在Ⅰ类工况下电厂机动性要求和Ⅱ类工况时安全性要求。传统的功率能力分析方法,比如综合法或较为先进的三维分析方法,均是计算功率分布相应的关键安全参数,并验证关键安全参数满足相应的设计准则。对于使用在线功率分布监测系统的压水堆,功率能力分析方法计算满足设计准则的最大功率水平。以西屋3DFAC方法为基础,给出裕量法功率能力的计算模型;并采用裕量法进行三门核电厂首循环特定燃耗步的功率能力分析,证明裕量法计算模型的合理性。裕量法计算模型不仅有助于工程设计人员快速掌握AP1000核电厂的功率能力分析方法;同时也为其他具有堆内监测系统的反应堆的堆芯功率能力分析提供参考。

关键词：功率能力计算模型裕量法

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单气泡破裂产生膜液滴空间分布实验研究

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原子能科学技术 2015年第10期49卷 1766-1771页

作者：马超薄涵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四川成都610041 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生的膜液滴现象。利用染色液滴撞击熟宣纸表面不洇散特性,加工宣纸纸筒进行稀释墨水中气泡破裂产生膜液滴空间分布实验,并通过后续图片扫描及编写Matlab图像处理程序获得膜液滴在圆柱纸... 详细信息

本文研究了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生的膜液滴现象。利用染色液滴撞击熟宣纸表面不洇散特性,加工宣纸纸筒进行稀释墨水中气泡破裂产生膜液滴空间分布实验,并通过后续图片扫描及编写Matlab图像处理程序获得膜液滴在圆柱纸筒上的尺寸分布、空间分布信息。通过改变实验条件,讨论分析气泡尺寸及纸筒半径对膜液滴空间分布结果的影响,获得了常温、常压条件下自由液面单气泡破裂产生膜液滴空间分布规律。

关键词：蒸汽发生器汽水分离单气泡破裂膜液滴空间分布实验

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CRDM异种金属焊缝射线检测疑似缺陷的评定分析

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压力容器 2016年第4期33卷 59-64页

作者：杨博陈西南刘志明于天达邓强唐向东王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四川成都610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082 林德工程(大连)有限公司辽宁大连116113

控制棒驱动机构(CRDM)是核反应堆中的重要设备之一,其密封壳是构成核反应堆压力边界的一部分。密封壳是由两段不同材料(奥氏体不锈钢和镍基合金)筒体通过异种金属焊缝焊接而成的压力容器。产品生产过程中,在对此异种金属焊缝射线检测时... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)是核反应堆中的重要设备之一,其密封壳是构成核反应堆压力边界的一部分。密封壳是由两段不同材料(奥氏体不锈钢和镍基合金)筒体通过异种金属焊缝焊接而成的压力容器。产品生产过程中,在对此异种金属焊缝射线检测时发现了疑似缺陷的显示。通过试验验证,阐述了疑似缺陷产生的机理和过程,证明了此疑似缺陷并不影响焊缝的质量。

关键词：控制棒驱动机构异种金属焊接射线检测疑似缺陷

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STPA方法在数字化反应堆紧急停堆系统安全性分析中的研究与应用

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核动力工程 2015年第S2期36卷 157-161页

作者：刘朝晖陈智吴志强刘华阳小华南华大学计算机科学与技术学院湖南衡阳421001 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

随着数字化技术及软件系统的广泛应用,很多事故是由于部件间异常的交互所引起,传统的分析方法已经力不从心,基于STAMP(Systems-Theoretic Accident Model and Processes)的安全性分析方法STPA(System Theoretic Process Analysis),可以... 详细信息

随着数字化技术及软件系统的广泛应用,很多事故是由于部件间异常的交互所引起,传统的分析方法已经力不从心,基于STAMP(Systems-Theoretic Accident Model and Processes)的安全性分析方法STPA(System Theoretic Process Analysis),可以有效解决这一困难。首先介绍STPA方法及分析步骤,将该方法应用到反应堆紧急停堆子系统,得到了引起停堆失败的可能原因及设计中所应遵守的安全约束,这些约束有益于提高设计的安全性。

关键词： STAMP模型 STPA方法反应堆紧急停堆系统

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