检索结果-内蒙古大学图书馆

科技创新导报 2015年第24期12卷 130-132页

作者：尹春雨邢硕庞华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四川成都610213

根据浮动核电站反应堆堆芯的总体要求,结合燃料组件的功率史及功率分布等相关接口数据,通过对燃料棒参数进行初步设定和验证优化,最终采用燃料棒性能分析程序和验证方法,对浮动核电站用燃料棒最终优化的设计参数进行综合验证,验证结果... 详细信息

根据浮动核电站反应堆堆芯的总体要求,结合燃料组件的功率史及功率分布等相关接口数据,通过对燃料棒参数进行初步设定和验证优化,最终采用燃料棒性能分析程序和验证方法,对浮动核电站用燃料棒最终优化的设计参数进行综合验证,验证结果表明设计出的燃料棒符合燃料温度、包壳温度、燃料棒内压、包壳应变、包壳应力、包壳自立和蠕变坍塌等设计准则,设计出的浮动核电站燃料棒技术参数要求是合理的。

关键词：浮动核电站燃料棒分析程序

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模块式小型堆反应堆保护系统结构分析

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科技视界 2015年第17期 223-223,247页

作者：冯威俞赟罗炜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

模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。为了优化设计,提高小堆的经济性,本文将分析小堆项目反应堆保护系统(RRP)的结构特点,论证系统简化的可行性。

关键词：模块式小型堆系统结构反应堆保护系统

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超临界水堆流动不稳定性研究现状

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科技视界 2015年第25期 257-258页

作者：李捷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

超临界水堆作为六种第四代堆之一具有热效率高、系统简单和经济性好等特点。但是由于超临界水密度变化大,容易引发系统不稳定。详细总结了国际上近年来在自然循环流动不稳定性研究、核热耦合不稳定性研究等方面的进展,最后指出了在流动... 详细信息

超临界水堆作为六种第四代堆之一具有热效率高、系统简单和经济性好等特点。但是由于超临界水密度变化大,容易引发系统不稳定。详细总结了国际上近年来在自然循环流动不稳定性研究、核热耦合不稳定性研究等方面的进展,最后指出了在流动不稳定性分析存在的问题以及对以后的发展方向。

关键词：流动不稳定性自然循环核热耦合

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MOX燃料反应堆回路设备源项计算程序开发

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科技视界 2015年第27期 269-270页

作者：闫新龙吕焕文谭怡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

FCSC程序是中国核动力研究设计院自主研制的用于计算核动力装置主、辅回路系统设备中的裂变产物、腐蚀产物和锕系核素的源项程序。MOX燃料中包含大量U(U-235、U-238)和Pu(Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242),其中Pu-239、Pu-241... 详细信息

FCSC程序是中国核动力研究设计院自主研制的用于计算核动力装置主、辅回路系统设备中的裂变产物、腐蚀产物和锕系核素的源项程序。MOX燃料中包含大量U(U-235、U-238)和Pu(Pu-238、Pu-239、Pu-240、Pu-241、Pu-242),其中Pu-239、Pu-241等易裂变核素大约占Pu总量的2/3,在进行MOX燃料堆芯主回路冷却剂放射性源项计算时,必须考虑这些易裂变核素。针对MOX燃料的特点,对FCSC程序进行改进,扩展其计算功能,主要改进为在FCSC程序燃耗计算模块中增加以Pu的同位素为初始的重核活化反应和裂变反应计算功能,用于MOX燃料反应堆堆芯及回路设备源项计算。

关键词： FCSC程序 MOX燃料源项

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秦山核电二期长燃料循环主泵卡轴事故分析

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科技视界 2015年第22期 270-271页

作者：张晓华郑强张舒吴鹏邱志方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

实施长燃料循环管理可为核电厂运行带来可观的经济效益,但会降低某些安全裕量,需要进行事故分析以确保在提高经济性的同时安全性仍有保障。以秦山核电二期长燃料循环论证项目主泵卡轴事故为分析对象,首先结合工程实践确定了适用于本项... 详细信息

实施长燃料循环管理可为核电厂运行带来可观的经济效益,但会降低某些安全裕量,需要进行事故分析以确保在提高经济性的同时安全性仍有保障。以秦山核电二期长燃料循环论证项目主泵卡轴事故为分析对象,首先结合工程实践确定了适用于本项目的事故分析验收准则,然后遵照确定论安全分析方法原则,使用先进的安全分析计算机程序对卡轴事故进行分析研究,证明其满足安全要求,为长燃料循环管理的实施提供技术支撑。

关键词：秦山第二核电厂长燃料循环卡轴事故

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基于PDMS的核级管道阻尼器自动校核研究与应用

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科技视界 2015年第26期 287-288页

作者：苏应斌唐涌涛王帅肖韵菲黄伟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

阻尼器是核电厂管道和设备安全的重要保护装置,其功能能否正常实现与其型号和安装长度设定参数有着密不可分的关系。从设计依据、流程、功能实现等几个方面详细描述了阻尼器校核程序研究的整个过程,并对计算和判断方法进行了介绍,最后... 详细信息

阻尼器是核电厂管道和设备安全的重要保护装置,其功能能否正常实现与其型号和安装长度设定参数有着密不可分的关系。从设计依据、流程、功能实现等几个方面详细描述了阻尼器校核程序研究的整个过程,并对计算和判断方法进行了介绍,最后以工程实例的方式对阻尼器校核程序的使用进行了说明。程序已在多个核电工程项目上进行了应用,从工程设计和运行实践证明,程序运行稳定、操作简单、计算准确,显著提高了工作效率。

关键词：阻尼器校核程序开发

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模块式小型堆反应堆保护系统设计

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科技视界 2015年第23期 256-257页

作者：冯威俞赟尤恺罗炜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

模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。将介绍小堆项目反应堆保护系统的结构特点,并分析其系统设计理念。

关键词：模块式小型堆紧急停堆系统专设安全设施驱动系统

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芯块-包壳间隙对燃料棒温度场影响的数值模拟

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科技视界 2015年第27期 5-7页

作者：青涛尹春雨周毅武铃珺辛勇郭兴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四川成都610213

本文采用Simulation软件进行了芯块-包壳间隙对燃料棒温度场影响的数值模拟研究。结果表明:芯块-包壳间隙和燃料棒线功率对燃料棒温度场产生重要影响。与名义间隙状态相比,最大和最小间隙状态下的芯块温度场变化明显,但包壳温度场受影... 详细信息

本文采用Simulation软件进行了芯块-包壳间隙对燃料棒温度场影响的数值模拟研究。结果表明:芯块-包壳间隙和燃料棒线功率对燃料棒温度场产生重要影响。与名义间隙状态相比,最大和最小间隙状态下的芯块温度场变化明显,但包壳温度场受影响较小;不同芯块-包壳间隙状态下的芯块中心温度差异随燃料棒线功率的提高先增大后逐渐减小;在芯块和包壳的不同尺寸状态下,芯块中心温度随芯块-包壳间隙变化近似成线性,与小包壳和小芯块相比,大包壳和大芯块状态下的芯块中心温度略高。

关键词：燃料棒温度场芯块-包壳间隙数值模拟有限单元法

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核电厂主管道手工焊与自动焊工艺对比分析

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电焊机 2015年第11期45卷 107-111页

作者：黄宗仁董岱林冯琳娜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

以M310核电机组主管道Z3CN20-09M奥氏体不锈钢为试验对象,研究手工焊与脉冲TIG自动焊在焊接收缩量、焊接接头组织、力学性能等方面的差异。研究结果表明,脉冲TIG自动焊焊接收缩量较小,焊缝组织分布更均匀,晶粒尺寸更细小,焊缝的强度、... 详细信息

以M310核电机组主管道Z3CN20-09M奥氏体不锈钢为试验对象,研究手工焊与脉冲TIG自动焊在焊接收缩量、焊接接头组织、力学性能等方面的差异。研究结果表明,脉冲TIG自动焊焊接收缩量较小,焊缝组织分布更均匀,晶粒尺寸更细小,焊缝的强度、塑韧性和抗变形能力更优异。

关键词：核电厂主管道手工焊自动焊对比分析

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核电厂辐射监测系统仪表构架

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南华大学学报（自然科学版） 2015年第4期29卷 17-21页

作者：朱宏亮刘艳阳曾少立青先国袁彬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

介绍了核电厂辐射监测系统仪表构架不同阶段的特点,探讨了目前主流的辐射监测系统的仪表构架的设计趋势,为开展辐射监测系统设计提供有益的参考和建议.

关键词：辐射监测系统仪表构架设计趋势

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