检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第6期34卷 83-87页

作者：向清安关仲华邓纯锐陈宝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

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属... 详细信息

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留(IVR) 重金属层

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反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 192-195页

作者：丁书华钱立波吴丹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

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰... 详细信息

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃。通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量。

关键词：主泵特性曲线大破口失水事故 AP1000

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电源频率变化对屏蔽式主泵电机性能影响及其设计调整分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 128-131页

作者：蒋小毛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

分析电源频率变化对屏蔽式主泵电机性能的影响,以及供电电源频率变化较大时的电机设计调整。通过将某60 Hz电机方案调整成50 Hz方案,采用有限元分析方法对2种方案电机的性能进行仿真计算,得到了2种方案电机的相关性能参数。

关键词：屏蔽式主泵电机设计调整有限元分析

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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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堆芯中子学程序系统SARCS-4.0的开发及初步验证

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核动力工程 2013年第S1期34卷 24-26页

作者：柴晓明马永强王育威芦韡姚栋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

开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本... 详细信息

开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本功能。使用SARCS-4.0系统对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯进行计算以验证程序系统的计算准确性,结果表明,SARCS-4.0系统具有较高计算精度,该系统从功能上、精度上均适用于新型反应堆堆芯选型研究。

关键词：核反应堆中子学程序 SARCS-4 可燃毒物超临界水冷反应堆

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核电站压力容器螺孔长杆梳刀装置研制

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核动力工程 2013年第4期34卷 161-163页

作者：黄新东黄辉洪龙李鑫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

在反应堆运行和开盖操作过程中,压力容器的主螺栓孔的螺纹段可能会产生各种缺陷,这些缺陷在再次扣盖前必须经过处理。针对上述工况,研制了一种压力容器螺孔长杆梳刀装置,本文阐述了该长杆梳刀装置的设计要求,详细描述该装置的设计方案... 详细信息

在反应堆运行和开盖操作过程中,压力容器的主螺栓孔的螺纹段可能会产生各种缺陷,这些缺陷在再次扣盖前必须经过处理。针对上述工况,研制了一种压力容器螺孔长杆梳刀装置,本文阐述了该长杆梳刀装置的设计要求,详细描述该装置的设计方案以及具体结构形式。

关键词：核电站压力容器长杆梳刀缺陷

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放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 79-82页

作者：景福庭陈炳德杨洪润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PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放... 详细信息

采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。

关键词：放射性裂变产物燃料芯块释放影响因素

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反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

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核动力工程 2013年第5期34卷 30-32页

作者：张丽屏郑连纲卢岳川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

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对... 详细信息

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。

关键词：堆芯简体反应堆压力容器快速断裂

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CEA93核数据库分析研究

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核动力工程 2013年第6期34卷 13-17页

作者：郭凤晨王家翀芦韡姚栋刘旭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成都610041

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CE... 详细信息

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CEA93库进行维护更新,具有维护便捷、不易出错的优点。

关键词：核数据多群常数库维护

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