检索结果-内蒙古大学图书馆

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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核电厂余热排出泵承压件热冲击分析

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水泵技术 2014年第3期 6-9页

作者：王岩张文峰欧鸣雄付强严建华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 江苏大学流体中心镇江212013 江苏双达泵阀集团有限公司靖江214500

采用有限元方法,通过建立核电厂余热排出泵泵体主承压件的三维模型,利用热与应力场顺序耦合的分析方式,对泵体主承压件在热冲击工况下的温度和热应力分布进行分析,获得余热排出泵泵体在承压热冲击工况下的温度、应力分布情况。从热瞬态... 详细信息

采用有限元方法,通过建立核电厂余热排出泵泵体主承压件的三维模型,利用热与应力场顺序耦合的分析方式,对泵体主承压件在热冲击工况下的温度和热应力分布进行分析,获得余热排出泵泵体在承压热冲击工况下的温度、应力分布情况。从热瞬态分析结果可知,在热冲击过程中,泵体内节点温度变化呈现了强烈的非傅里叶效应,从泵体内壁到外表面之间存在明显的温差,其温度梯度随时间增加而逐渐降低,并在6000秒后趋于稳态分布状态。在热瞬态分析基础上,采用结构分析模块对承压热冲击过程中泵体应力分布进行了分析,结果显示,该结构强度能够满足规范要求,但在路径4附近的结构强度偏小,还应进行进一步优化和改进。

关键词：核电厂用泵余热排出泵泵体承压件热冲击应力分析结构

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功率调节开关柜电磁兼容问题分析与研究

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电子世界 2014年第8期 53-55页

作者：刘堂胜王劲松李洪伟何亮谢峰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

功率调节开关柜电磁屏蔽连续性难以保证,同时由于采用了晶闸管调功器、开关电源、可编程控制器等部件,其电磁兼容问题非常复杂。本文进行了一系列原理及工艺方面的分析研究,提出一系列原理方法及工艺措施,优化了设备的电磁兼容性能。

关键词：开关柜电磁兼容传导发射辐射发射抗干扰

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反应堆厂房内环境对磁性数显定位设备的影响研究

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科技视界 2014年第20期 22-24页

作者：黄新东洪龙王炳炎段春辉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四川成都610041

本文介绍了"反应堆厂房内环境对磁性数显定位设备影响研究"的目的、意义、必要性、关键技术、解决途径及相关试验与结果分析。试验证明,磁性数显定位设备的定位精度受环境因素影响较小,对核电站厂房环境适应性较好。

关键词：环境磁性数显定位影响

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核安全相关设计分析软件开发过程质量控制研究

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机械设计与制造工程 2014年第11期43卷 63-66页

作者：张娜刘东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

在阐述核电工程设计分析专用软件的自主化研发工作背景的基础上,结合核电核安全相关软件开发现状,分析了软件开发过程质量控制的必要性。同时,通过对软件全生命周期过程管理以及关键管理活动的描述,详细阐述了中国核动力研究设计院在核... 详细信息

在阐述核电工程设计分析专用软件的自主化研发工作背景的基础上,结合核电核安全相关软件开发现状,分析了软件开发过程质量控制的必要性。同时,通过对软件全生命周期过程管理以及关键管理活动的描述,详细阐述了中国核动力研究设计院在核安全相关设计分析软件开发过程质量控制方面的工作重点,即通过建立有效的软件开发过程质量管理体系、规范和流程,确保软件开发质量,提高软件的正确有效性、可靠性、可维护性和可适应性,从而为解决中国核电工程出口面临的软件自主知识产权问题,增强研究、设计工作的自主创新能力,提升核安全保障能力奠定了良好的基础。

关键词：核安全设计分析软件开发过程质量控制

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冷段大破口失水事故长期冷却及硼浓度特性研究

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中国核电 2014年第3期7卷 207-211页

作者：高颖贤申亚欧党高健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

文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR,对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔室及堆芯的流动换热特性、硼浓度特性进行了研究,并分析了破损环路热段安注流量大小对堆芯冷却的影响。研究表明:... 详细信息

文章采用先进的热工水力分析程序CATHAR,对百万千瓦级ACP1000核电厂冷段大破口失水事故冷热段同时安注时CCFL作用下的上腔室及堆芯的流动换热特性、硼浓度特性进行了研究,并分析了破损环路热段安注流量大小对堆芯冷却的影响。研究表明:在热段安注总流量为614 m3/h时,破损环路对应热段安注流量的不同,不会对流入堆芯冷却有较大影响,破损环路热段安注流量差异不会对堆芯冷却有较大影响;切换至同时安注后堆芯硼浓度很快与系统达到平衡。

关键词：长期冷却硼浓度大破口失水事故 CCFL

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压力容器主螺栓孔螺纹铣削装置研制

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科技视界 2014年第21期 241-242页

作者：黄新东湛卉洪龙黄辉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四川成都610041

压力容器主螺栓孔螺纹铣削装置是反应堆压力容器换料检修期间的专用设备。在国内外已有设备特性的基础上,本文介绍了主螺栓孔螺纹铣削装置的重新研制过程。通过结构设计、理论计算分析、三维验证设计等手段研制出了新型压力容器主螺栓... 详细信息

压力容器主螺栓孔螺纹铣削装置是反应堆压力容器换料检修期间的专用设备。在国内外已有设备特性的基础上,本文介绍了主螺栓孔螺纹铣削装置的重新研制过程。通过结构设计、理论计算分析、三维验证设计等手段研制出了新型压力容器主螺栓孔螺纹铣削装置。

关键词：压力容器主螺栓孔螺纹缺陷铣削

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浅谈核电厂过程仪表安装设计

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科技视界 2014年第13期 316-318页

作者：陈静陈柯霍雨佳余俊辉李小芬朱加良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

核电厂的过程测量参数直接反应核电厂的运行状态,而过程参数的测量则通过过程仪表系统完成。本文将对核电厂过程仪表的布置安装设计进行探讨,简述过程仪表的安装设计原则和布置要求,使过程仪表的安装能做到正确、灵活、安全、可靠、维... 详细信息

核电厂的过程测量参数直接反应核电厂的运行状态,而过程参数的测量则通过过程仪表系统完成。本文将对核电厂过程仪表的布置安装设计进行探讨,简述过程仪表的安装设计原则和布置要求,使过程仪表的安装能做到正确、灵活、安全、可靠、维护方便、整齐美观,从而发挥过程仪表在核电厂运行中的重要作用。

关键词：过程仪表安装布置核电厂

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反应堆压力容器密封面清洗机研制

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南华大学学报（自然科学版） 2014年第4期28卷 10-13页

作者：谷明非青涛雍泾张吉斌李权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

反应堆压力容器密封面清洗机主要用于密封面O环压道表面污物、附着物的去污清洗.通过清洗,压力容器密封面可进行后续的检查及相关维修活动工作,以确保反应堆压力容器获得良好的密封和安全可靠的运行.同时还可显著降低现场维修人员在清... 详细信息

反应堆压力容器密封面清洗机主要用于密封面O环压道表面污物、附着物的去污清洗.通过清洗,压力容器密封面可进行后续的检查及相关维修活动工作,以确保反应堆压力容器获得良好的密封和安全可靠的运行.同时还可显著降低现场维修人员在清洗、抛光时受到较大辐射剂量的侵害,实现反应堆维修人员辐射防护最优化的目标.

关键词：反应堆压力容器密封面清洗机

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研究堆燃料组件设计综述

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科技视界 2014年第13期 60-60,65页

作者：雷涛粟敏黄春兰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

研究堆是核反应堆的一种类型,其主要功能是为研究或其它用途提供中子源,是一种工具堆。燃料组件是研究堆中的重要部件,由于其用途与商用堆存在较大的不同,因此其燃料组件在结构设计上与商用堆组件存在较大差异。本文从燃料组件的整体结... 详细信息

研究堆是核反应堆的一种类型,其主要功能是为研究或其它用途提供中子源,是一种工具堆。燃料组件是研究堆中的重要部件,由于其用途与商用堆存在较大的不同,因此其燃料组件在结构设计上与商用堆组件存在较大差异。本文从燃料组件的整体结构、连接结构以及流道结构等方面对研究堆燃料组件结构设计进行了分析。在此基础上,提出了研究堆燃料组件设计方面的建议,以供类似组件设计参考。

关键词：研究堆燃料组件结构设计

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