检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2010年第6期31卷 52-55,74页

作者：安萍姚栋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

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计算采用子通道ATHAS程序;燃耗计算采用ORIGEN程序。HPLWR燃料组件计算结果表明,程序计算结果是可靠的。

关键词：超临界水冷堆燃料组件物理热工耦合

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核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养

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核动力工程 2009年第3期30卷 99-101页

作者：朱建军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

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设... 详细信息

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设备和系统能保持较高的可利用率。

关键词：核电厂安装调试维护可利用率

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应用不连续因子修正的六角形解析节块方法

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核动力工程 2010年第2期31卷 1-5页

作者：倪东洋咸春宇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

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率... 详细信息

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率分布和有效增殖因子的计算精度。

关键词：不连续因子六角形节块解析节块方法解析基函数中子扩散方程

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超临界六角形双排燃料组件性能分析

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核动力工程 2013年第1期34卷 31-34页

作者：安萍王连杰潘俊杰芦韡姚栋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

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能... 详细信息

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能,文中提出的D6-1型组件在仅采用一种燃料成分、不添加可燃毒物的情形下,其径向功率峰值因子低于1.10。另外,研究表明,由于组件间隙具有较大热周和较小流通面积,需要在实际工程应用中增加隔热涂层以降低组件外盒壁的导热率。

关键词：超临界水冷堆燃料组件双排六角形物理热工耦合

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用OECD/NEA堆芯瞬态基准题验证RELAP5-TDNK程序系统

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核动力工程 2009年第S1期30卷 23-27页

作者：李峰张渝江光明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

利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种... 详细信息

利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种程序进行比较,结果表明:RELAP5-TDNK程序模拟结果较好,能够分析事故或瞬态过程中堆芯内局部功率和热工参数的相互作用,具有分析强反馈现象的能力。

关键词： RELAP5-TDNK 弹棒事故耦合程序

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大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

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核动力工程 2005年第3期26卷 301-304页

作者：秦忠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

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供... 详细信息

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供了依据。

关键词：大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

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屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 73-76,79页

作者：赵雪岑邓礼平刘立志杨松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

为保证核电主泵满足反应堆停堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析。

关键词：屏蔽式主泵转动惯量飞轮轴系动态性能敏感性分析

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设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析

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核动力工程 2009年第3期30卷 1-3,12页

作者：孙英学杜娟卢岳川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

通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究了设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响。研究结果表明,按60a寿命设计的反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求。

关键词：反应堆压力容器设计瞬态疲劳损伤

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射流泵水力特性优化设计研究

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核动力工程 2014年第4期35卷 129-132页

作者：赵雪岑王金涛刘松亚刘立志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

由于射流泵泵体内部高雷诺数的强剪切湍流射流,没有准确的理论公式可以表达其内部流体的流动、混合和扩散过程。在有关射流泵设计、优化方法的研究基础上,选取面积比、喉管长径比、喉嘴距作为关键参数,以提高效率为优化目标,对射流泵的... 详细信息

由于射流泵泵体内部高雷诺数的强剪切湍流射流,没有准确的理论公式可以表达其内部流体的流动、混合和扩散过程。在有关射流泵设计、优化方法的研究基础上,选取面积比、喉管长径比、喉嘴距作为关键参数,以提高效率为优化目标,对射流泵的水力特性开展数值计算,获得比初始设计效率提高6%的射流泵设计方案,进而降低对循环泵功率的需求。

关键词：射流泵水力特性优化设计数值分析

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积分切除法在核电厂控制系统中的应用分析

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核动力工程 2015年第S2期36卷 69-72页

作者：王殳孙剑李伟陈柯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成都610041

针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能... 详细信息

针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能要求的同时可以有效避免系统因饱和作用带来的不利影响。

关键词： PID 积分饱和积分切除算法核电厂控制系统

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