检索结果-内蒙古大学图书馆

工业控制计算机 2025年第1期38卷 27-29页

作者：朱攀曾山黄鹏罗焯睿刘亚男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

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷... 详细信息

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷却模式进行分析研究,并基于中核集团自主研发的核安全级DCS“龙鳞”平台设计了调节阀快速冷却模式的工程实施方案,最终通过仿真验证了该方案的可行性。该方案可推广应用于后续工程项目。

关键词：华龙一号安全级DCS 大气排放调节阀快速冷却

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304L不锈钢代替321不锈钢的可行性研究

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核动力工程 2007年第z1期28卷 53-57页

作者：蒋有荣庞华王智博王涛涛中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应... 详细信息

为了优选反应堆材料,本文对0Cr18Ni10Ti(321)和00cr19Ni10(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能进行了对比分析.分析结果表明:304L不锈钢除了拉伸和蠕变强度比321不锈钢低一点外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好.在反应堆中304L不锈钢可以替代的321不锈钢.

关键词： 304L不锈钢 321不锈钢性能代替可行性

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秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

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核动力工程 2007年第Z1期28卷 48-52页

作者：罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 详细信息

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.

关键词：秦山二期反应堆压力容器管座焊接

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燃料组件少群参数计算程序AFGPB及其基准验证

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核动力工程 2006年第4期27卷 8-12页

作者：姚栋李大图于颖锐马永强尹强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机... 详细信息

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好。

关键词：组件计算少群参数基准问题

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含环向贯穿裂纹弯管的J积分研究

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核动力工程 2007年第2期28卷 33-37页

作者：黄庆臧峰刚中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,... 详细信息

弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,得到了含环向贯穿裂纹弯管的J积分的数值分析结果。计算结果表明,弯曲半径对J积分的影响与裂纹的位置无关,与裂纹的大小关系密切。弯曲半径对含小裂纹弯管的J积分的影响并不明显,对含较大裂纹弯管的J积分而言,J积分随着弯曲半径比Rb/R增大而减小。在末端转角相同的情况下,壁厚比R/t与J积分近似成线性关系,即可以通过线性插值的方法进行计算。

关键词：贯穿裂纹弯管 J积分 ABAQUS软件弹-塑性断裂力学有限元

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反应堆压力容器螺孔及螺栓损伤评价技术

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核动力工程 2015年第5期36卷 22-24页

作者：郑连纲邹鸣中谢海中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原... 详细信息

在反应堆压力容器螺栓孔及主螺栓加工制造和安装过程中,经常会由于设备故障或人员操作失误等原因造成螺孔和螺栓损伤,产生不符合项。其中,大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本文总结了螺栓孔及主螺栓主要缺陷类型及接受原则,同时针对严重缺陷给出了相应的力学分析方法。

关键词：螺孔螺栓缺陷

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铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

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核动力工程 2007年第3期28卷 68-71,112页

作者：王连杰姚栋陈炳德中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参... 详细信息

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好。

关键词：铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发验证

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小型化低频电源插件热设计优化仿真分析

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核动力工程 2015年第S2期36卷 78-81页

作者：蔡晨伍科吕新知中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

某小型化低频电源插件发热严重,插件自带散热片不能有效传导热量。针对发现的问题,对插件中的绝缘栅双极型晶体管(IGBT)模块、电源模块、驱动模块等发热部件进行热仿真分析。然后优化插件内部器件布局,改进散热片模型,使插件内部元器件... 详细信息

某小型化低频电源插件发热严重,插件自带散热片不能有效传导热量。针对发现的问题,对插件中的绝缘栅双极型晶体管(IGBT)模块、电源模块、驱动模块等发热部件进行热仿真分析。然后优化插件内部器件布局,改进散热片模型,使插件内部元器件温度在节点温度之下。经过后期模型样机单元的试验,验证了热仿真结果的正确性,实现了该插件热设计优化。

关键词：热辐射热传导热阻可靠性

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铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析

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核动力工程 2008年第5期29卷 25-28页

作者：王连杰姚栋陈炳德中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢... 详细信息

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢锆堆芯的瞬发负温度系数的绝对值。

关键词：铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数铀质量比毒物添加

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发生落棒事故时的PCI研究

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核动力工程 2006年第5期27卷 65-69页

作者：刘彤张林沈才芬肖忠吕华权中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

当反应堆发生落棒事故时,燃料芯块与包壳的相互作用瞬间增强,易造成燃料棒破损,从而影响核电站的正常运行。本文介绍了反应堆II类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用的机理和定量分析方法,并针对大亚湾核电站18个月换料的燃料管理方案进行... 详细信息

当反应堆发生落棒事故时,燃料芯块与包壳的相互作用瞬间增强,易造成燃料棒破损,从而影响核电站的正常运行。本文介绍了反应堆II类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用的机理和定量分析方法,并针对大亚湾核电站18个月换料的燃料管理方案进行了发生落棒事故时的PCI热力学评价。初步的研究结果表明:如果在自然循环长度和延伸燃耗运行期内发生落棒事故,对于基负荷运行和基负荷一次调频运行,均有PCI的应力裕量,不会造成燃料棒破损。

关键词：燃料芯块包壳相互作用落棒事故

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