检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第1期34卷 57-59,70页

作者：刘晓方才顺王留兵张宏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成都610041

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS... 详细信息

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 密封结构计算分析

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磁力提升型控制棒驱动机构提升磁极螺纹疲劳研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 112-115页

作者：唐向东杨博陈西南余志伟王德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

对磁力提升型控制棒驱动机构的运动进行电磁-运动仿真。通过电磁分析、力学分析以及疲劳分析的方法,对控制棒驱动机构提升磁极螺纹进行了疲劳分析。结果表明,目前二代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命内,螺纹结构满足使用要求,但... 详细信息

对磁力提升型控制棒驱动机构的运动进行电磁-运动仿真。通过电磁分析、力学分析以及疲劳分析的方法,对控制棒驱动机构提升磁极螺纹进行了疲劳分析。结果表明,目前二代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命内,螺纹结构满足使用要求,但对于第三代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命末,第一牙螺纹的应力接近许用应力,疲劳寿命及疲劳安全系数偏低,需要进一步优化。

关键词：控制棒驱动机构有限元分析疲劳寿命

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非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 188-191,195页

作者：黄代顺蒋孝蔚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

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷... 详细信息

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。

关键词：非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝蒸发

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反应堆保护系统结构与可靠性的关系

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核动力工程 2013年第S1期34卷 179-183页

作者：肖鹏周继翔刘宏春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

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的... 详细信息

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考。

关键词：反应堆保护系统设计准则可靠性故障树分析

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面向核反应堆计算软件的运行平台设计与实现

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核动力工程 2013年第S1期34卷 77-79页

作者：冯波芦韡冯晋涛范家杰袁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

提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核... 详细信息

提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核电厂堆芯运行支持与燃料规划专用软件包(简称QSICOR)。通过应用研究表明,该平台能提升核设计的效率,有效地解决传统核反应堆计算软件在使用方式上的不足。

关键词：核反应堆计算软件运行平台核设计 QSICOR

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辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 84-86页

作者：邓理邻吕焕文谭怡肖锋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

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明... 详细信息

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低。

关键词：辐照监督管快中子注量率精细化模型

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停堆断路器停堆动作可靠性分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 168-171页

作者：李洪伟孙宇郑晓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

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障。分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响。分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于... 详细信息

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障。分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响。分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小。

关键词：停堆断路器误动率拒动率可靠性

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24个月换料周期燃料管理初步研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 99-102页

作者：王丹王金雨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

目前国内大部分压水堆核电站已经过渡或计划过渡到18个月的换料周期,而更长周期的燃料管理策略是未来的发展趋势。本课题以秦山第二核电厂为研究对象,分析研究将换料燃料富集度提高到4.95%及56个和60个换料新组件的燃料管理方案。结果表... 详细信息

目前国内大部分压水堆核电站已经过渡或计划过渡到18个月的换料周期,而更长周期的燃料管理策略是未来的发展趋势。本课题以秦山第二核电厂为研究对象,分析研究将换料燃料富集度提高到4.95%及56个和60个换料新组件的燃料管理方案。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物的合理布置及优化,2种燃料管理方案在循环长度上均可满足24个月换料周期运行的要求,且都具有较好的经济指标和运行安全性。

关键词：反应堆 24个月换料燃料管理策略

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乙醇胺在核电厂二回路水处理中的应用研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 137-140页

作者：王琳谢杨崔怀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

乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率... 详细信息

乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率,延长蒸汽发生器和二回路设备的使用寿命,提高在役核电厂的经济性。该工作对国产核电厂二回路水处理技术改进具有参考价值。

关键词：核电厂二回路乙醇胺

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上支承柱组件的设计改进

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核动力工程 2013年第S1期34卷 116-119页

作者：张翼李娜何培峰李宁饶琦琦慕殿鹏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

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组... 详细信息

通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组件的设计提供技术参考。

关键词：反应堆堆内构件上支承柱组件止口设计端塞

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