检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2006年第3期27卷 11-15,31页

作者：吴宏春刘启伟姚栋西安交通大学 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

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行... 详细信息

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行了校核计算,其结果与基准题吻合良好。

关键词：中子输运瞬态 DOT4-T 计算

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稳压器波动管热分层分析

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核动力工程 2006年第6期27卷 13-17页

作者：张毅雄杨宇西安交通大学 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

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化... 详细信息

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。

关键词：稳压器波动管热分层应力分析

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Rough集理论及其在核动力故障诊断中的应用

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核动力工程 2006年第6期27卷 82-86页

作者：陈志辉夏虹黄伟哈尔滨工程大学动力与核能工程学院 150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室成都610041

粗糙(rough)集理论是一种数据分析的数学理论,可对不完整、不确定的数据进行处理。由于核动力故障特征复杂多样,具有不确定性,因此,将rough集理论引入核动力故障诊断中,可通过对历史数据的分析处理发现相互干扰的故障特征与故障之间的... 详细信息

粗糙(rough)集理论是一种数据分析的数学理论,可对不完整、不确定的数据进行处理。由于核动力故障特征复杂多样,具有不确定性,因此,将rough集理论引入核动力故障诊断中,可通过对历史数据的分析处理发现相互干扰的故障特征与故障之间的规律。本文简要介绍了rough集理论及其知识获取,描述了基于可辨识矩阵的约简算法,给出了rough集理论在核动力故障诊断中的应用实例。对燃料包壳破裂、稳压器波动管破裂、主蒸汽管道破裂3种典型故障的诊断结果表明,该方法对消除故障特征信息的冗余、简化及优化核动力故障信息非常有效。

关键词： Rough集理论核动力故障诊断

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二维中子输运方程的非结构网格离散纵标数值解法

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核动力工程 2006年第3期27卷 1-5页

作者：巨海涛吴宏春曹良志周永强姚栋咸春宇西安交通大学能源与动力工程学院 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成都610041

从一阶中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,对这些方程采用最小二乘有限元方法进行离散。编制了二维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序。对一系列基准问题做了验算,计算结果表... 详细信息

从一阶中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,对这些方程采用最小二乘有限元方法进行离散。编制了二维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序。对一系列基准问题做了验算,计算结果表明,该方法能用于非结构网格,并具有较高的计算精度。

关键词：离散纵标数值解法最小二乘法有限元方法非结构网格

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中国一体化反应堆核电厂创新安全壳设计研究

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核动力工程 2006年第6期27卷 91-93,98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

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内... 详细信息

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内。这种一体化设计消除了传统的冷却剂回路管道,消除了大LOCA事故,具有更高的安全性。本文介绍了CIP安全壳系统方案选择、安全壳设计、安全壳设计压力的确定以及安全壳结构的计算分析。

关键词：中国一体化反应堆核电厂安全壳设计研究

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秦山核电二期工程反应堆压力容器管座焊缝设计和制造

秦山核电二期工程反应堆压力容器管座焊缝设计和制造

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2006全国核材料学术交流会

作者：罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施。焊接工艺... 详细信息

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施。焊接工艺评定试验、产品及见证件检验结果表明控制措施是有效的,满足了设计要求。本文还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了秦山二期扩建工程1# 和2#机组压力容器管座变形的控制措施。

关键词：秦山二期核反应堆压力容器管座焊接

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反应堆堆内构件老化分析与评价方法

反应堆堆内构件老化分析与评价方法

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：杨宇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

反应堆堆内构件的老化涉及面很广,包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是一个多学科、多专业交叉的领域.本文结合近期开展的大亚湾反应堆堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆堆内构件老化分析与评价方法,提出了较为... 详细信息

反应堆堆内构件的老化涉及面很广,包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是一个多学科、多专业交叉的领域.本文结合近期开展的大亚湾反应堆堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆堆内构件老化分析与评价方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴.

关键词：反应堆堆内构件老化机理老化分析

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核电厂RCP系统管道疲劳分析

核电厂RCP系统管道疲劳分析

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：杨凯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

管道疲劳分析在实际的核电厂工程设计中可依据不同的前提条件采用不同的分析方法.本文结合秦山核电二期工程中的反应堆冷却剂管道(RCP)系统中的上充管的疲劳分析,探讨了简化分析法、有限元法、混合法及实验法等几种工程分析方法在实际... 详细信息

管道疲劳分析在实际的核电厂工程设计中可依据不同的前提条件采用不同的分析方法.本文结合秦山核电二期工程中的反应堆冷却剂管道(RCP)系统中的上充管的疲劳分析,探讨了简化分析法、有限元法、混合法及实验法等几种工程分析方法在实际核电工程设计中的使用情况.

关键词：核电厂反应堆冷却剂管道疲劳分析

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304L代替321不锈钢可行性研究

304L代替321不锈钢可行性研究

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2006全国核材料学术交流会

作者：蒋有荣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

本文对0Cr18Ni10Ti(321)和304(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能等进行了对比分析,304L不锈钢除了屈服强度和蠕变强度比321不锈钢略低外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好,304L不锈钢... 详细信息

本文对0Cr18Ni10Ti(321)和304(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能等进行了对比分析,304L不锈钢除了屈服强度和蠕变强度比321不锈钢略低外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好,304L不锈钢可以替代321不锈钢制作堆内构件。

关键词： 304L不锈钢 321不锈钢性能

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反应堆零功率物理试验多普勒发热点探测器通道电流值计算分析

反应堆零功率物理试验多普勒发热点探测器通道电流值计算分析

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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：胡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

本文运用蒙特卡罗输运程序MCNP计算了秦山核电二期工程一号堆零功率物理试验在多普勒发热点时的功率量程和中间量程探测器电离室热中子(E≤0.414eV)注量率和电流值，并与以前运用离散坐标计算程序DOT3.5计算的结果以及核电厂现场的测量... 详细信息

本文运用蒙特卡罗输运程序MCNP计算了秦山核电二期工程一号堆零功率物理试验在多普勒发热点时的功率量程和中间量程探测器电离室热中子(E≤0.414eV)注量率和电流值，并与以前运用离散坐标计算程序DOT3.5计算的结果以及核电厂现场的测量值进行了比较。通过比较，对于反应堆堆外探测器中子注量率的计算，MCNP程序计算结果可信度更高，零功率物理试验多普勒发热点测量可参照MCNP程序对探测器真实描述后的计算结果值进行。

关键词：多普勒发热点热中子注量率零功率物理试验电流值计算中间量程探测器

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