检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第6期35卷 73-76页

作者：粟敏冯琳娜李垣明雷涛谷明非高利军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

针对铍材的机械性能和辐照特性,在考虑机械应力、热应力、辐照肿胀应力以及按工况进行载荷组合的基础上,对辐照后铍构件的应力进行分析计算,并采用最大拉应力理论进行评价。以高通量工程试验堆(HFETR)铍组件为例,采用ABAQUS软件计算其... 详细信息

针对铍材的机械性能和辐照特性,在考虑机械应力、热应力、辐照肿胀应力以及按工况进行载荷组合的基础上,对辐照后铍构件的应力进行分析计算,并采用最大拉应力理论进行评价。以高通量工程试验堆(HFETR)铍组件为例,采用ABAQUS软件计算其关键部件铍套管的应力状态。结果显示,其最大主应力远小于材料拉伸强度,从应力破坏的角度看,该铍组件仍可继续使用较长时间。

关键词：铍辐照损伤性能应力分析和评价

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压水堆核电厂一回路水化学优化分析

压水堆核电厂一回路水化学优化分析

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中国核学会2015年学术年会

作者：谢杨王亮李毅张玉龙易经纬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

为满足压水堆核电厂向延长换料周期、增加堆功率、加严剂量控制、减少换料周期及运行成本等方向发展的需求,一回路水化学工况的运行优化日益重要.本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,总结了压水堆核电厂... 详细信息

为满足压水堆核电厂向延长换料周期、增加堆功率、加严剂量控制、减少换料周期及运行成本等方向发展的需求,一回路水化学工况的运行优化日益重要.本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,总结了压水堆核电厂一回路水化学优化的趋势,并分析了其优化的原因及其产生的影响,可为国内核电厂一回路水化学运行优化提供指导,同时也为一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考.

关键词：压水堆核电厂一回路水化学优化运行

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抑压式安全壳的抑压特性研究

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核动力工程 2014年第2期35卷 114-117页

作者：全标蒋孝蔚陈志辉范凯王亮唐彬杨俊明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

以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水... 详细信息

以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水池对抑制事故初期的压力具有较为明显的效果。通过对抑压水池总容积、气水容积比、排放管流通面积等重要参数的分析,对抑压效果的影响表现为:其中抑压水池总容积大小对抑压效果影响程度最大;并且抑压水池气水容积存在最佳比;排放管流通面积存在最佳范围。

关键词： LOCA 非能动喷淋抑压水池

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基于MCNP程序的压水堆14C源项研究

基于MCNP程序的压水堆14C源项研究

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中国核学会2015年学术年会

作者：景福庭吕焕文谭怡肖锋刘嘉嘉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

14C是反应堆运行中产生的重要源项,本文进行了压水堆14C源项的计算研究.本文采用MCNP程序直接计算冷却剂中14C的产生率,与AP1000反应堆的14C产生率计算相比要方便得多,且计算精度要高于AP1000的计算方法.基于该方法对某1000MW反应堆的14... 详细信息

14C是反应堆运行中产生的重要源项,本文进行了压水堆14C源项的计算研究.本文采用MCNP程序直接计算冷却剂中14C的产生率,与AP1000反应堆的14C产生率计算相比要方便得多,且计算精度要高于AP1000的计算方法.基于该方法对某1000MW反应堆的14C源项进行了计算,计算结果表明该反应堆14C的年排放量是符合GB6249的规定.

关键词：压水堆碳放射性同位素产生率排放量

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小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析

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核安全 2015年第4期14卷 58-63页

作者：程诗思吴晗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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

弹棒事故作为压水堆设计基准事故,包括两种放射性向环境释放的途径:安全壳泄漏及汽轮机、安全阀释放。本文以小型动力堆为研究对象,参考APl000的最新事故源项分析思路,并与M310型核电厂的分析思路进行对比,得出小型动力堆弹棒事故的环... 详细信息

弹棒事故作为压水堆设计基准事故,包括两种放射性向环境释放的途径:安全壳泄漏及汽轮机、安全阀释放。本文以小型动力堆为研究对象,参考APl000的最新事故源项分析思路,并与M310型核电厂的分析思路进行对比,得出小型动力堆弹棒事故的环境释放源项分析方法,计算了弹棒事故造成的环境释放源项。

关键词：小型动力堆弹棒事故源项

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含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

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核动力工程 2014年第2期35卷 8-12页

作者：谭怡魏述平邓理邻刘晓黎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

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰... 详细信息

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

关键词： MOX 衰变热裂变产物积存量乏燃料水池热负荷

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传热管流体诱导振动特性的数值研究

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原子能科学技术 2014年第10期48卷 1807-1813页

作者：冯志鹏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重点实验室四川成都610041

本文利用有限体积法离散非稳态湍流黏性、不可压缩的N-S方程及LES湍流模型,用有限元方法离散传热管结构,结合动网格控制技术,实现了流体-结构两个物理场之间的交互作用。基于数值模型,通过响应分支、相位角、Lissajou图、运动轨迹、相... 详细信息

本文利用有限体积法离散非稳态湍流黏性、不可压缩的N-S方程及LES湍流模型,用有限元方法离散传热管结构,结合动网格控制技术,实现了流体-结构两个物理场之间的交互作用。基于数值模型,通过响应分支、相位角、Lissajou图、运动轨迹、相图以及Poincare截面映射,分析了传热管在不同响应阶段的运动行为和响应特性,以及升力系数与横向位移的极限环与分叉等非线性特性。研究结果表明:传热管的流体诱导振动系统存在一个拟上端分支;在均匀湍流流动作用下,三维弹性管的升力与横向位移并未出现周期解的分叉。

关键词：流体诱导振动大涡模拟计算流体力学计算结构动力学

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六角形格林函数节块法

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原子能科学技术 2014年第4期48卷 667-672页

作者：安萍姚栋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

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。... 详细信息

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。利用NACK程序计算了不带反射层二维VVER-1000、三维两群VVER-440和带不连续因子的二维基准题。计算结果表明,有效增殖因数keff的误差均小于50pcm,组件功率分布最大相对误差小于2%,验证了程序的正确性。

关键词：保角变换格林函数横向积分源迭代

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AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

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核动力工程 2014年第6期35卷 96-99页

作者：韩勇刘飞洋刘文静高永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

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并... 详细信息

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。

关键词： AP1000 反应堆冷却剂泵中压变频器单元串联矢量控制

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研究试验堆用于同位素生产的物理分析

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原子能科学技术 2014年第11期48卷 2063-2071页

作者：彭钢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

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFE... 详细信息

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数(运行段间检修时间不变)和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。

关键词：研究试验堆同位素生产转换比堆芯装载高浓铀低浓铀

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