检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核科技报告 2004年第1期 128-133页

作者：鲁剑超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

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。... 详细信息

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。

关键词：次临界提棒事故分析

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控制棒驱动机构滚轮丝杠传动副耐磨可靠性分析研究

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科技视界 2020年第11期 115-118页

作者：孙启航王克成张倬张智锋李维邓强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。滚轮丝杠传动副是CRDM的关键传动机构,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究耐磨可靠性分析... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。滚轮丝杠传动副是CRDM的关键传动机构,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究耐磨可靠性分析方法的基础上,结合实际磨损的模糊性特点,对其建立了耐磨性的模糊可靠性分析的数学模型。利用该数学模型,结合CRDM耐磨试验,分析计算了核反应堆某CRDM滚轮丝杠传动副的耐磨可靠性,其分析结果与实际吻合较好。该方法对CRDM改进设计具有指导意义。

关键词： CRDM 传动副可靠性磨损

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基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究

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电子技术应用 2024年第S1期50卷 236-242页

作者：袁艳丽冯志鹏叶献辉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四川成都610041

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析... 详细信息

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究,通过单因素方差分析(ANOVA)获取输入参数对输出参数的重要度排序,通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持,相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

关键词：反应堆冷却剂系统地震响应敏感性分析

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基于要素分析的核动力工程设计项目策划研究

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环境科学与管理 2019年第12期44卷 5-9页

作者：张倬李健叶奇李方立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

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等... 详细信息

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等进行分析。在此基础上,从理论和实践层面,就如何有效开展和实施核动力工程项目策划进行了探讨。从项目目标、整体管理、信息沟通等方面,针对性提出了管理对策措施的建议,以期优化改进项目策划工作,持续提高项目管理水平。

关键词：核动力工程设计项目策划要素分析

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核科技报告 2004年第1期 203-209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级重点实验室成都 610041

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍了堆芯换料设计须提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析。

关键词：压水堆核电站换料设计燃料管理安全评价启动物理试验

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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

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核科学与工程 2014年第2期34卷 187-192页

作者：刘伟朱元兵白宁单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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 中科华核电技术研究院深圳518026

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 详细信息

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道分析程序ATHAS GE3×3组件稳态验证

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CNP1500核电站堆芯燃料管理研究

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中国核科技报告 2005年第1期 164-173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级重点实验室成都610041

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,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426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470... 详细信息

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,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426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470有效满功率天,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FΔH都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55 000 MW.d/tU;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。叙述了CNP1500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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一种基于系统功能模型的核电厂报警分析方法

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仪器仪表用户 2019年第10期26卷 73-77页

作者：李伟青先国王官勇唐涛黄奇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

由异常工况引发的雪崩式报警是困扰核电厂主控制室操纵员的一个主要问题。本文提出了一种基于多层流模型的系统功能建模方法,用于进行智能化报警分析。该方法利用报警传播对未被传感器测量的功能状态进行预测,并以此为基础进行报警分类... 详细信息

由异常工况引发的雪崩式报警是困扰核电厂主控制室操纵员的一个主要问题。本文提出了一种基于多层流模型的系统功能建模方法,用于进行智能化报警分析。该方法利用报警传播对未被传感器测量的功能状态进行预测,并以此为基础进行报警分类,从大量报警事件中识别结果性报警。结果性报警可以根据报警的优先级和重要性进行抑制,从而有效减少最终提示给操纵员的报警数量。

关键词：报警系统过程建模因果分析核电厂

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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

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核科学与工程 2014年第1期34卷 59-66页

作者：刘伟白宁朱元兵单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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 中科华核电技术研究院深圳518026

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯... 详细信息

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道程序ATHAS COBRA—EN THERMIT一2 物理模型数值解法

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影响快响应电阻温度计响应时间的关键因素分析

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自动化仪表 2019年第6期40卷 122-126页

作者：陈静何正熙陈柯朱加良何鹏徐涛李红霞李小芬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

响应时间是快响应电阻温度计的一个关键指标。电阻温度计的结构和材料均会影响响应时间。通过对电阻温度计热传导瞬态过程的分析,开展电阻温度计响应时间关键因素研究,研究了热电阻温度计的材质、结构及尺寸等因素对热传导瞬态过程的影... 详细信息

响应时间是快响应电阻温度计的一个关键指标。电阻温度计的结构和材料均会影响响应时间。通过对电阻温度计热传导瞬态过程的分析,开展电阻温度计响应时间关键因素研究,研究了热电阻温度计的材质、结构及尺寸等因素对热传导瞬态过程的影响规律,以掌握影响电阻温度计响应时间的关键参数,为后续确定电阻温度计及其套管结构提供理论依据。该研究可用于指导电阻温度计及其套管的材料选择和结构、尺寸设计,提高电阻温度计的响应时间。

关键词：电阻温度计温度响应响应时间关键因素物理模型数学模型

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