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超临界水冷内构件选材研究
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核动力工程 2013年 第1期34卷 60-64页
作者: 周禹 张宏亮 李满昌 唐睿 范恒 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610041
超临界水冷结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计超临界水冷研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷内构件选材原则和评价体... 详细信息
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核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 152-156页
作者: 蔡逢春 叶献辉 刘文进 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610041
计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤。介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方... 详细信息
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控制棒驱动机构耐压壳下部密封环应力与疲劳分析
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核动力工程 2013年 第3期34卷 148-151页
作者: 邵雪娇 张丽屏 杜娟 谢海 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610041
采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度... 详细信息
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反应堆启动中子源设计研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 87-90页
作者: 刘嘉嘉 肖锋 吕焕文 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610041
采用蒙特卡罗程序(MCNP)对岭澳二期核电厂的反应堆启动中子源设计方法进行研究研究结果表明,MCNP程序的计算结果与法国设计方案符合情况良好。通过调整启动中子源的布置位置,能够进一步降低中子源强,提高经济效益。
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基于SAMG事故序列的严重事故模拟软件开发
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 210-213页
作者: 赵欣 刘东 王加昌 何腾蛟 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610041
介绍严重事故模拟软件的开发背景,描述模拟软件在显示平台、场景动态建模、数据管理方面的关键技术。给出该模拟软件对秦山第二核电厂严重事故现象模拟的1个应用实例。结果表明,该模拟软件能够快速建立模拟场景,并能有效地对事故模拟进... 详细信息
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基于虚拟激励的滞变支撑连接耦合结构的非一致平稳随机地震响应分析
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核动力工程 2013年 第5期34卷 48-51,60页
作者: 黄茜 臧峰刚 张毅雄 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610041
为了得到滞变支撑连接耦合结构的非一致随机地震响应,以虚拟激励法为基础,导出系统基于多点多分量随机地震的虚拟激励与响应分析式。该方法的未知量为绝对位移,可适用于包括非一致地震在内的所有地震激励形式。数值研究表明,本文方法与... 详细信息
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基于APDL的反应堆压力容器接管三维应力和疲劳分析方法
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 157-161页
作者: 杨雯 张毅雄 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610041
应用ANSYS参数化设计语言(APDL)编制程序,对反应堆压力容器接管的应力和疲劳分析过程进行优化,快速得到接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照RCC-M规范进行评定。
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超功率ΔT保护整定值验证方法研究
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核动力工程 2013年 第S1期34卷 196-200页
作者: 陈宏霞 张舒 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610041
超功率ΔT保护芯以防止超线功率密度引起的燃料元件损坏。以M310型核电厂为例,选取满功率下蒸汽系统管道破裂事故,研究初始工况、破口尺寸、反应性反馈系数、控制棒的调节等因素对核电厂超功率ΔT保护整定值有效性的影响,形成超功率T... 详细信息
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最佳估算加不确定性分析方法及其应用研究
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核动力工程 2013年 第3期34卷 120-123页
作者: 冉旭 吴丹 陈炳德 张渝 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610041
最佳估算加不确定性方法能够消除常用方法所导致的过度保守性。基于RELAP5程序的最佳估算加不确定性分析方法,在充分吸收不确定性分析方法经验基础之上,考虑了初始条件、边界条件以及模型不确定性,以统计方法得到满足概率要求的结果。... 详细信息
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基于输运计算方法的压水冷却剂^(16)N和^(17)N活化源项计算研究
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核动力工程 2013年 第5期34卷 16-19页
作者: 胡建军 唐彬 杨彬 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610041
采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采... 详细信息
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