检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2006年第4期27卷 1-4页

作者：李冬生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

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径为347．0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179．5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯... 详细信息

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径为347．0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179．5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天；各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值；各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子氏FQ(ΔH)都低于限值；最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U)；各循环寿期末停堆裕量满足设计准则；低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

关键词：燃料管理慢化剂温度系数功率分布停堆裕量

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一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

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核动力工程 2008年第2期29卷 39-42页

作者：彭钢李冬生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

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯。选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。堆芯采用低... 详细信息

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯。选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区。第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区。第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区。第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件。各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求。

关键词：一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理

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压水堆结构设计中应注意的问题

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核动力工程 2007年第5期28卷 1-4,9页

作者：段远刚许川唐传宝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

根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并... 详细信息

根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并确保反应堆安全运行。

关键词：压水堆结构设计结构完整性评价

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不锈钢包壳管蠕变坍塌临界时间计算

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核动力工程 2004年第6期25卷 514-516页

作者：田盛肖忠雷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

压水堆燃料相关组件棒在堆内使用寿期中,不得发生蠕变坍塌以保证包壳结构完整性。这些棒通常使用不锈钢包壳。运用假想夹层分析理论,导出了一个较为简便的不锈钢包壳在通常工作环境下蠕变坍塌临界时间的计算公式。

关键词：匪水堆不锈钢包壳管蠕变坍塌临界时间

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核辅助管道甩击及防甩支架力学分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 40-42页

作者：袁锋吕勇波艾红雷袁艳丽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

根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破... 详细信息

根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破坏,本文采用能量平衡方法对核辅助管道的防甩支架进行力学分析。结果表明,防甩支架能够承受住管道破裂后的甩击,其应力也满足RCC-M ***的要求。

关键词：管道甩击防甩支架能量平衡应力评定

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燃料组件板弹簧压紧系统非线性特征数值研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 87-89页

作者：蒲曾坪张吉斌齐敏茹俊张林庞华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

燃料组件压紧系统是核反应堆燃料组件的重要部件,其性能影响到燃料组件的完整性乃至安全性。本文研究了板弹簧压紧系统运行过程中的非线性特点,并逐项给出了模拟措施,实现了板弹簧压紧系统非线性特征的数值模拟;并通过实测数据对数值模... 详细信息

燃料组件压紧系统是核反应堆燃料组件的重要部件,其性能影响到燃料组件的完整性乃至安全性。本文研究了板弹簧压紧系统运行过程中的非线性特点,并逐项给出了模拟措施,实现了板弹簧压紧系统非线性特征的数值模拟;并通过实测数据对数值模拟方法进行了验证。

关键词：燃料组件压紧系统板弹簧非线性数值模拟

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一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

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核动力工程 2007年第6期28卷 80-83页

作者：沈瑾江光明唐钢余红星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(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非... 详细信息

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。

关键词：一体化先进堆非能动余热排出系统全厂断电事故

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基于RELAP5的窄缝通道再淹没模型适应性研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 50-57页

作者：曾未余红星孙玉发李锋中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家重点实验室成都610041

基于Saxena窄缝通道再淹没实验,评价RELAP5再淹没模型对窄缝通道的适用性。研究表明,现有的RELAP5程序高估了骤冷前沿推进速率,对于壁面温度的预测也存在较大偏差。结合国内外对窄缝通道临界后热工水力特性的认识,从热工水力机理出发分... 详细信息

基于Saxena窄缝通道再淹没实验,评价RELAP5再淹没模型对窄缝通道的适用性。研究表明,现有的RELAP5程序高估了骤冷前沿推进速率,对于壁面温度的预测也存在较大偏差。结合国内外对窄缝通道临界后热工水力特性的认识,从热工水力机理出发分别对RELAP5再淹没相间摩擦、单相蒸汽传热、膜态沸腾传热、临界热流密度等模型进行修改,初步建立窄缝通道再淹没计算模型。该模型计算结果与Saxena实验结果符合较好。

关键词：窄缝通道再淹没 RELAP5 膜态沸腾

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中子学栅格程序KYLIN-II可视化图形建模方法研究和工具开发

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核动力工程 2017年第3期38卷 126-131页

作者：涂晓兰潘俊杰柴晓明吴文斌陈树尹强芦韡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610213

基于AutoCAD软件,采用网格自动识别算法、基于嵌套式的属性编辑模式、模块化的建模方式等先进技术,开发形成支持先进中子学栅格程序的可视化图形界面软件KYEYE。该软件支持多种几何描述方式,目前支持KYLIN-Ⅱ程序的点线描述方式和HELIO... 详细信息

基于AutoCAD软件,采用网格自动识别算法、基于嵌套式的属性编辑模式、模块化的建模方式等先进技术,开发形成支持先进中子学栅格程序的可视化图形界面软件KYEYE。该软件支持多种几何描述方式,目前支持KYLIN-Ⅱ程序的点线描述方式和HELIOS的几何输入方式,经过充分地测试和验证,该软件能够准确且快速地建立各种复杂问题。

关键词： KYLIN-Ⅱ KYEYE 中子输运图形建模网格识别

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用于核电厂数字化仪表控制系统优化设计的CATIA2程序的改进

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核动力工程 2008年第1期29卷 19-24页

作者：张英陈智周祖鉴张帆张小华张文其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

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要。主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量... 详细信息

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要。主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量引入了采样时间步长,并针对数字化技术提出了一种新的超温ΔT定值方程模型。通过分析比较数值仿真的结果,表明所做的改进是合理和可行的。

关键词：核电厂数字化仪表控制系统 CATIA2程序仿真

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