检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2015年第4期35卷 718-722页

作者：辛勇谢清清李垣明周毅蒋有荣杨勇王志斌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610213 中核北方核燃料元件有限公司内蒙古包头014035

本文选择研究试验堆用6061Al合金进行阳极氧化和水煮表面预处理后,开展200℃、1.85 MPa的水腐蚀试验。试验结果表明随着预生膜厚度的增加,相同腐蚀时间下生成的氧化膜厚度越大,腐蚀增重也越大。相比于阳极氧化,水煮预处理的工艺较为简单... 详细信息

本文选择研究试验堆用6061Al合金进行阳极氧化和水煮表面预处理后,开展200℃、1.85 MPa的水腐蚀试验。试验结果表明随着预生膜厚度的增加,相同腐蚀时间下生成的氧化膜厚度越大,腐蚀增重也越大。相比于阳极氧化,水煮预处理的工艺较为简单,形成的预生膜厚度较小。从提高铝合金抗腐蚀性能的角度出发,应优先采用水煮预处理的方式。

关键词：研究堆铝合金预处理

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基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

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核技术 2015年第8期38卷 89-94页

作者：侯景景王世庆蔡云汪占河向茜刘海峰核工业西南物理研究院成都610041 成都理工大学工程技术学院乐山614000 清华大学工程物理系北京100084 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

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参... 详细信息

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。

关键词：行波堆 MCNP ORIGEN2 耦合堆芯设计小堆

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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

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科学技术与工程 2015年第30期35卷 23-29页

作者：崔世杰王杰卢庆张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系西安710049 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

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... 详细信息

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。

关键词： MELCOR 失流事故氦冷包层 HE-FUS3实验

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蒸汽发生器传热管与管板焊缝应力和疲劳分析

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机械工程师 2015年第11期 183-186页

作者：苏东川邵雪娇邝临源杜娟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

蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备之一,其中的传热管与管板一般采用胀管加焊接的方式保证密封性。传热管与管板之间的焊缝的几何尺寸小,应力情况复杂,同时该位置极易发生泄漏,因此该焊缝的应力分析与评价是核电厂安全的重要基础。文... 详细信息

蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备之一,其中的传热管与管板一般采用胀管加焊接的方式保证密封性。传热管与管板之间的焊缝的几何尺寸小,应力情况复杂,同时该位置极易发生泄漏,因此该焊缝的应力分析与评价是核电厂安全的重要基础。文中采用有限元方法对传热管和管板焊缝进行了应力分析,分析中采用了多孔板等效、刚度等效和孔边环向应力等效等多种方法,简化了模型的复杂度,计算得到了各种工况下的应力情况,并按照ASME规范对其进行了评定。

关键词：蒸汽发生器焊缝应力分析

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通用化电气控制校验技术研究

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军民两用技术与产品 2015年第10期 223-224页

作者：刘堂胜王劲松何亮谢峰高大朋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

为提高工业现场电气控制设备故障诊断的自动化水平，本文开展通用化电气控制校验技术研究，分析了通用校验技术需解决的关键问题，提出了解决问题的通用原则和实践方法。

关键词：电气控制校验技术

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断路器欠压脱扣降敏技术研究

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军民两用技术与产品 2015年第10期 158-159页

作者：刘堂胜刘立新刘鎏毛翔李玉姣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

断路器欠压脱扣电路较为敏感，在特定物理震动或电磁扰动环境下，容易导致开关误动作。本文开展断路器欠压脱扣降敏技术研究，通过试验验证了误动机理，设计了对应的降敏电路，既保证了驱动电路的灵敏性，同时又避免了扰动导致的误动作。

关键词：断路器降敏技术

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电气控制故障在线智能检测技术研究

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军民两用技术与产品 2015年第10期 78-79页

作者：刘堂胜王劲松何亮谢峰高大朋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

针对传统电气控制开关柜的典型故障问题，开展了在线智能检测技术研究，分析了故障机理和故障定位方法，提出了基于信号时序判断的在线智能检测方法。

关键词：故障在线检测人工智能

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ITER真空室内部构件安装技术简介

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科技传播 2016年第6期8卷 163-165页

作者：湛卉瓮松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四川成都610041

国际热核聚变实验堆计划,简称ITER计划,其目标是验证和平利用聚变能技术的可行性。本文简单介绍了核聚变原理、核聚变容器、ITER实验堆、ITER真空室等,重点对真空室内部主要安装设备和安装活动进行介绍。

关键词：热核聚变真空室安装设备安装活动

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压水堆核电站吸气漩涡问题及其防涡措施研究

压水堆核电站吸气漩涡问题及其防涡措施研究

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：刘诗文周捷黄伟成翔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

进水口前产生的吸气漩涡给工程应用带来较大的危害,是工程设计中需要尽量避免的。本文分析了压水堆核电站存在的吸气漩涡问题。针对不同结构下形成的吸气漩涡,提出了控制最低水位,利用浮球封堵,做特殊入口设计,采用多孔吸水以及加装破... 详细信息

进水口前产生的吸气漩涡给工程应用带来较大的危害,是工程设计中需要尽量避免的。本文分析了压水堆核电站存在的吸气漩涡问题。针对不同结构下形成的吸气漩涡,提出了控制最低水位,利用浮球封堵,做特殊入口设计,采用多孔吸水以及加装破旋防气装置五种针对性的防涡措施,并结合数值模拟的方法进行了计算分析,初步验证了这些防涡措施的有效性,也讨论了这些措施在实际应用中所需注意的问题,为进一步考虑吸气漩涡的工程设计研究工作提供参考。

关键词：压水堆核电站吸气漩涡防涡措施 VOF模型

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核电厂SMA继电器震颤分析

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应用科技 2015年第1期42卷 75-80页

作者：刘飞洋韩勇游洲刘文静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四川成都610041

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状... 详细信息

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状和EPRI NP-6041-SL等报告,给出了继电器震颤分析范围、分析流程、分析方法,根据实际经验提出了分析假设和改进方案,并以福清核电站停堆断路器、稳压器电加热器配电盘、稳压器安全阀控制回路为典型对象进行了分析,分析结果表明福清核电厂在审查级地震下的继电器震颤是可接受的。

关键词：核电厂抗震裕度分析继电器震颤审查级地震高置信度低概率失效值

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