检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第S1期34卷 80-83,98页

作者：卢宗健刘同先王金雨吴磊于颖锐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

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一。VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化。笔者对影响停... 详细信息

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一。VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化。笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化。

关键词： VVER-1000 停堆及临界模式优化研究

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反应堆主设备安装工艺及专用工具的设计研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 162-163,171页

作者：董正平瓮松峰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

通过对国内外反应堆主设备吊运安装技术特点、主设备安装要求、反应堆厂房布置的研究,借鉴以往主设备安装工艺的优化与改进经验,确定一套适用于M310堆型的反应堆主设备安装工艺,并研制出满足实际工程建设所需的主设备安装专用工具。

关键词：主设备安装工艺专用工具

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燃料组件管座非接触式精密测量方法

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核动力工程 2013年第S1期34卷 145-147,151页

作者：雍泾刘兆东郑洪涛冯琳娜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

根据燃料组件管座定位销孔的几何特性及其相对位置特性,结合视觉测量的特点,提出燃料组件管座非接触式精密测量方法。该方法采用光学相机获取销孔边缘图像,以边缘点的坐标值为基础,通过误差点剔除、圆弧拟合等算法实现管座定位销孔的直... 详细信息

根据燃料组件管座定位销孔的几何特性及其相对位置特性,结合视觉测量的特点,提出燃料组件管座非接触式精密测量方法。该方法采用光学相机获取销孔边缘图像,以边缘点的坐标值为基础,通过误差点剔除、圆弧拟合等算法实现管座定位销孔的直径及相对位置自动检测。该方法检测精度高达5μm,可以避免接触式测量引起的组件管座损伤和减少人为操作引起的测量误差。

关键词：燃料组件管座定位销孔非接触式精密测量

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非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 188-191,195页

作者：黄代顺蒋孝蔚余红星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

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷... 详细信息

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。

关键词：非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝蒸发

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基于格林函数节块法的物理与热工-水力耦合方法研究

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原子能科学技术 2013年第2期47卷 266-270页

作者：赵文博姚栋王侃清华大学工程物理系北京100084 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四川成都610041

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分... 详细信息

开发了三维物理与热工-水力耦合的PWR堆芯瞬态分析程序NGFMN-K/COBRA-Ⅳ/COBRA-Ⅳ(NCC)。少群时空中子动力学计算采用格林函数节块法程序NGFMN-K,隐式耦合子通道程序COBRA-Ⅳ实现瞬态计算。采用P10H8B功率重构方法给出热组件栅元功率分布,耦合另一个COBRA-Ⅳ程序模块,进行热组件子通道分析得到安全参数。对NEACRP-L-335C1弹棒基准问题的计算表明,NCC程序的计算结果与参考结果符合很好,说明程序计算正确,可用于评估事故结果。

关键词：时空动力学格林函数节块法热工一水力功率重构安全参数

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压力容器下封头异物在役清洁技术研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 120-122,127页

作者：洪龙黄新东王炳炎邓静任荷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

针对反应堆压力容器下封头异物清洁的需要,研究异物抽吸技术。建立固体颗粒在液体中的简化受力模型。进行仿真分析,获得抽吸所需的流速与颗粒质量及密度的关系式。在此基础上设计压力容器下封头抽吸装置,并对其抽吸能力进行分析和试验... 详细信息

针对反应堆压力容器下封头异物清洁的需要,研究异物抽吸技术。建立固体颗粒在液体中的简化受力模型。进行仿真分析,获得抽吸所需的流速与颗粒质量及密度的关系式。在此基础上设计压力容器下封头抽吸装置,并对其抽吸能力进行分析和试验。试验结果表明,该抽吸装置性能良好。

关键词：异物抽吸压力容器流体

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等效天然铀燃料混合比计算方法研究

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原子能科学技术 2013年第B06期47卷 132-136页

作者：黄世恩郑继业王连杰魏彦琴李庆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四川成都610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

基于一阶微扰理论,采用合理假设与近似,研究了等效天然铀(NUE)燃料的回收铀(RU)和贫铀(DU)混合比计算方法,确保了NUE燃料与天然铀(NU)燃料之间的等效。所采用的混合比计算方法精确考虑了微观截面随燃耗的变化。在此基础上,开发了ALPHA... 详细信息

基于一阶微扰理论,采用合理假设与近似,研究了等效天然铀(NUE)燃料的回收铀(RU)和贫铀(DU)混合比计算方法,确保了NUE燃料与天然铀(NU)燃料之间的等效。所采用的混合比计算方法精确考虑了微观截面随燃耗的变化。在此基础上,开发了ALPHA计算程序,并将其与WIMS-AECL程序一起组成了适用于重水堆NUE燃料混合比计算的程序系统。数值验证表明,该程序系统能准确求解NUE燃料混合比。

关键词：等效天然铀燃料混合比中子学等效 ALPHA程序

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超临界水冷堆CSR1000大破口失水事故分析

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核动力工程 2013年第1期34卷 78-82页

作者：党高健黄代顺鲁剑超高颖贤单建强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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、... 详细信息

为了验证中国超临界水冷堆CSR1000的安全特性,评估CSR1000安全系统的性能,采用APROS程序进行了该堆型的冷段大破口失水事故分析。冷段大破口情况下,喷放阶段的显著特征是堆芯冷却剂在冷段破口喷放作用下迅速发生反向流动,热段的高温、低密度流体进入堆芯导致堆芯传热恶化,包壳温度迅速上升。自动卸压系统(ADS)阀门的启动可恢复堆芯冷却剂正向流动,有效缓解堆芯过热。高压给水箱(HFT)可提供事故早期的堆芯冷却剂供给,并为低压安注的启动提供足够的响应时间。喷放结束后,堆芯逐渐被低压安注再淹没。冷段大破口的最高包壳温度为920℃,低于安全限值(1260℃)约340℃,出现在喷放阶段。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 双流程堆芯大破口失水事故 APROS

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WER-1000型反应堆停堆及临界模式优化研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 80-83页

作者：卢宗健刘同先王金雨吴磊于颖锐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

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆... 详细信息

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化.

关键词： VVER-1000 停堆及临界模式优化研究

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超临界水冷堆系统分析程序开发

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核动力工程 2013年第1期34卷 92-96页

作者：吴攀党高健苟军利单建强姜杨张博李翔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重点实验室成都610041

详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程... 详细信息

详细介绍了自主开发的超临界水堆(SCWR)安全分析程序SCTRAN的数学模型、辅助方程及计算流程。运用圆管内超临界水的喷放实验数据和西屋公司SCWR大破口失水事故(LOCA)数据对SCTRAN程序的有效性进行验证。验证结果表明,SCTRAN计算结果与程序APROS基本一致,对西屋公司SCWR非能动冷却剂系统的事故分析结果同RELAP5-3D程序的结果基本一致,计算结果可靠性较高,具备对SCWR进行事故分析的能力。

关键词：超临界水堆系统分析程序非能动安全系统失水事故

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