检索结果-内蒙古大学图书馆

仪器仪表用户 2022年第6期29卷 75-78页

作者：万波黎刚李昆杨戴博李丹熊帮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610213

为研究控制棒运动过程中子探测器对空间效应的响应机理,以KUCA临界装置为对象开展研究,模拟计算了控制棒插入前后探测器中子响应函数和堆芯中子通量密度分布形状函数的变化规律。模拟研究表明控制棒附近区域中子响应函数和形状函数变化... 详细信息

为研究控制棒运动过程中子探测器对空间效应的响应机理,以KUCA临界装置为对象开展研究,模拟计算了控制棒插入前后探测器中子响应函数和堆芯中子通量密度分布形状函数的变化规律。模拟研究表明控制棒附近区域中子响应函数和形状函数变化最显著,且两者变化趋势一致。提出了通过空间修正因子消除空间效应的方法,研究结果对于提升反应堆功率监测的精度具有重要意义。

关键词：控制棒中子响应函数通量分布形状函数空间效应

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堆芯及乏燃料衰变热分析方法研究

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核标准计量与质量 2022年第2期 27-33页

作者：魏述平肖锋李兰杨洪润谭怡尹祁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610213

为规范压水堆核电厂反应堆堆芯及乏燃料组件衰变热的设计活动,并提供标准化方法,开展了衰变热计算输入参数的敏感性分析,研究表明比功率、燃耗步长、燃耗深度、富集度、截面库对结果敏感,需精细设置;开展了工程中常用的燃耗分段包络方... 详细信息

为规范压水堆核电厂反应堆堆芯及乏燃料组件衰变热的设计活动,并提供标准化方法,开展了衰变热计算输入参数的敏感性分析,研究表明比功率、燃耗步长、燃耗深度、富集度、截面库对结果敏感,需精细设置;开展了工程中常用的燃耗分段包络方法、保守系数方法、ANS公式法的衰变热分析结果与衰变热精确计算结果的比较分析,结果表明燃耗分段包络方法准确性最好,公式法计算最粗略。随着计算水平的提高,将计算对象细分每根燃料组件甚至更小的单元,是衰变热分析的趋势。

关键词：衰变热乏燃料标准燃耗分段包络保守系数

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核电厂安全级电气连接器的设计与试验

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科技资讯 2024年第10期22卷 171-173页

作者：刘丹会徐涛朱加良秦越李卓玥王海麟李红霞蒋当年李宁汤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四川成都610213 中密控股股份有限公司四川成都610045

为实现安全级仪表信号的可靠传输,核电厂通常采用可拆卸的电气连接器连接仪表与电缆以及电缆与电缆。对电气连接器技术进行调研,设计了一种结构简单、性能可靠、操作安装方便、在地震以及严重事故下能有效吸收振动载荷、能够承受更长时... 详细信息

为实现安全级仪表信号的可靠传输,核电厂通常采用可拆卸的电气连接器连接仪表与电缆以及电缆与电缆。对电气连接器技术进行调研,设计了一种结构简单、性能可靠、操作安装方便、在地震以及严重事故下能有效吸收振动载荷、能够承受更长时间的辐照老化和热老化的安全级电气连接器。依托研制样机开展了功能性能试验和鉴定试验,试验结果表明:安全级电气连接器具有极高的可靠性,能够满足核电厂事故环境下的需求。该连接器可推广于其他恶劣环境条件下的应用领域。

关键词：核电厂电气连接器安全级仪表事故

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自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 192-197页

作者：赵鹏程衣峰余红星石巍王天石夏榜样陈宝文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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国科学技术大学工程与应用物理系合肥230027

以欧洲压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配... 详细信息

以欧洲压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)一回路系统蒸汽发生器为研究对象,首先,基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系;其次,以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序,采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证;最后,利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况,研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明,所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好;在选定的自然循环工况下,该蒸汽发生器中长管更易发生倒流,且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点;倒U型管内正流流速与管长成反比,与管高成正比,倒流流速随着管长的增加保持不变,与管高呈反比关系;传热系数较低时,总流量与传热系数成反比关系,当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流,总流量骤降。

关键词：蒸汽发生器自然循环 U型管倒流流量分配

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反应堆自动调平检修平台设计

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机械设计 2021年第5期38卷 76-80页

作者：董岱林杜华罗英郭峰万浩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

根据高温气冷堆球形顶盖的特点,以及重要核级设备表面不得有划痕或损伤的要求,设计了一种就位于反应堆球形顶盖且可自动调整水平的专用检修平台。该检修平台支腿采用上下两段分别伸缩的方式,可有效防止支腿相对反应堆顶盖滑动,以免对核... 详细信息

根据高温气冷堆球形顶盖的特点,以及重要核级设备表面不得有划痕或损伤的要求,设计了一种就位于反应堆球形顶盖且可自动调整水平的专用检修平台。该检修平台支腿采用上下两段分别伸缩的方式,可有效防止支腿相对反应堆顶盖滑动,以免对核级设备造成损伤;系统的3条支腿上部向内倾斜,1条支腿与中部安装框架垂直的布置方式,使支腿受力更好,更能适应球形顶盖的特点。

关键词：反应堆球形顶盖自动调平检修平台分段式倾斜布置

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我国核电机组核事故应急后场址补救剂量准则研究

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核科学与技术 2022年第4期10卷 204-211页

作者：于红刘汀程诗思吴怡睿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

我国即将迎来核电机组批量退役的紧迫问题,同时我国核电场址多是滨海多机组场址、土地珍贵。如果核电机组发生核事故,计划一体化的机组退役与场址补救方案将是尽快恢复不低于事故前供电负荷需求最有效率的手段。为了解决这一问题,通过... 详细信息

我国即将迎来核电机组批量退役的紧迫问题,同时我国核电场址多是滨海多机组场址、土地珍贵。如果核电机组发生核事故,计划一体化的机组退役与场址补救方案将是尽快恢复不低于事故前供电负荷需求最有效率的手段。为了解决这一问题,通过对国际原子能机构(IAEA)和美国核事故应急后场址补救准则的对比分析,参考韩国的监管实践,提出了可用于我国核电机组核事故应急后场址补救目的的剂量准则。这一剂量准则分别对不太可能授权补救行动、可用于使不受限解控场址最优化、可用于限制条件成功时使受限解控场址最优化、可用于限制条件失败时受限解控场址、不太可能授权解控场址的剂量范围做出了规定。

关键词：核电机组核事故应急场址补救场址解控机组退役剂量准则

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《压水堆核电厂高能管道破前漏设计规范》解读与应用

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核标准计量与质量 2022年第1期 34-39页

作者：何风王新军艾红雷孙英学吴万军谢海尹祁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610213

文章对Q/CNNC HLBZ DA 3—2018《压水堆核电厂高能管道破前漏设计规范》进行了解读,采用通俗易懂的语言解释了什么是破前漏,以及破前漏技术的原理、能解决的问题、适用范围,并采用正序思维以及逆序思维解读了破前漏的评价方法,同时对破... 详细信息

文章对Q/CNNC HLBZ DA 3—2018《压水堆核电厂高能管道破前漏设计规范》进行了解读,采用通俗易懂的语言解释了什么是破前漏,以及破前漏技术的原理、能解决的问题、适用范围,并采用正序思维以及逆序思维解读了破前漏的评价方法,同时对破前漏评价中的两项关键技术进行了解读,最后简单介绍了Q/CNNC HLBZ DA 3—2018在“华龙一号”型号核电站上的应用,帮助应用该规范开展破前漏设计的技术人员更好地开展设计工作。

关键词：破前漏泄漏监测系统界值分析曲线泄漏率分析裂纹稳定性分析

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长寿期压水堆颗粒弥散可燃毒物中子学设计与分析

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原子能科学技术 2021年第5期55卷 873-880页

作者：夏羿谢金森徐士坤于涛姚磊邓年彪李满仓南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳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四川成都610213

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了... 详细信息

为实现长寿期压水堆的低硼运行,对颗粒弥散可燃毒物进行了中子学设计与分析,颗粒弥散可燃毒物的自屏效应可通过颗粒半径进行调节,能实现可燃毒物消耗和燃料燃耗的较优匹配。本文选取目前压水堆常用的快燃耗可燃毒物B、Gd为对象,研究了颗粒弥散可燃毒物不同颗粒半径和填充份额对组件中子学特性的影响。结果表明,颗粒弥散可燃毒物能实现长期稳定的反应性控制,其中BISO含硼弥散颗粒符合长寿期压水堆低硼运行的要求,适合作为长寿期压水堆的候选可燃毒物进行下一步研究。

关键词：长寿期压水堆可燃毒物 BISO颗粒低硼运行

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基于差分电感原理的稳压器安全阀阀位测量系统研究

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自动化仪表 2023年第6期44卷 80-85页

作者：徐涛朱加良李卓玥王欢秦越刘丹会李红霞李政希邓志光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 中国核电工程有限公司北京100840

为实现稳压器安全阀阀位的精准测量,核电厂通常采用安全级阀位测量系统进行实时信号监测。对核电厂阀门位移量测量技术进行了深入研究。设计了一种基于差分电感原理的稳压器安全阀阀位测量系统。通过采用分体式的设计方案,有效提高了测... 详细信息

为实现稳压器安全阀阀位的精准测量,核电厂通常采用安全级阀位测量系统进行实时信号监测。对核电厂阀门位移量测量技术进行了深入研究。设计了一种基于差分电感原理的稳压器安全阀阀位测量系统。通过采用分体式的设计方案,有效提高了测量设备的耐事故性能,并依托研制的试验样机开展了鉴定试验。试验结果表明,基于差分电感原理的稳压器安全阀阀位测量系统具有较高的测量精度,能够在正常和事故条件下实现安全阀阀位的准确测量。该系统后续可推广应用于其他恶劣环境条件下的位移测量领域。

关键词：核电厂安全阀稳压器阀位测量系统阀门开度差分电感耐事故分体式

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三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制

三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制

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作者：陈宇朱加良徐涛浙江伦特机电有限公司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

反应堆主冷却剂温度反映了堆芯功率和冷却状态，用于堆芯保护、功率控制等重要功能，直接影响核电厂的安全性和经济性，是十分重要的安全关键参数。三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量，主管道直接测温面临高温、高... 详细信息

标准号: 2300120012

反应堆主冷却剂温度反映了堆芯功率和冷却状态，用于堆芯保护、功率控制等重要功能，直接影响核电厂的安全性和经济性，是十分重要的安全关键参数。三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量，主管道直接测温面临高温、高压、高辐照、强冲刷、振动等恶劣环境条件下复杂温度场长期稳定测量的重大技术难题，仅美国、法国等少数国家掌握了主管道直接测温技术。为满足中国核电建设需要及核电出口的需求，主管道直接测温技术必须完全立足国内自主研发，解决上述重大技术难题。在中核集团重点科技专项支持下，中国核动力研究设计院和浙江伦特机电有限公司共同开展了“三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制”项目，取得主管道直接测温关键技术的重大突破，研发综合性能优良的反应堆主冷却剂温度测量系统并实现自主供货。项目负责人为中国核动力研究设计院设计研究所四室主任何正熙和浙江伦特机电有限公司总经理吴方亮，在他们的共同领导下，项目研发团队通力协作，确保项目研发顺利完成。2020年10月，项目科技成果经专家鉴定，总体技术达到国内领先、国际先进水平，解决了出口受限难题，具有良好的社会效益和经济效益。同时，成果获得2021年度中国仪器仪表学会科技进步奖二等奖。从2012年至2017年，团队历经5年产学研攻关，在基础理论、计算方法、结构设计和制造工艺等方面取得重大创新，针对主管道热段冷却剂流体热分层的问题，通过流场理论分析揭示流体分层规律，构建温度测量拓扑结构，设计多通道混流装置，提出多点融合测量和基于平均温度偏置的容错算法，将热段分层影响降低一个数量级，控制到1 ℃左右，达到国际先进水平。针对主管道直接测温用快响应温度计强度和快速响应矛盾的问题，开展流固热强耦合场温度快响应技术研究，提出基于有限元法的强度传热迭代设计方法，研发适用于高温高压高流速冷却剂的双冗余快响应温度测量技术，温度测量响应时间优于3.5 s，在当前国际水平4 s的基础上提升了0.5 s，处于国际领先水平。

关键词：核电厂安全反应堆主冷却剂结构设计

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