检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第5期37卷 111-114页

作者：肖忠马超郭晓明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610213

压水堆控制棒落棒水力缓冲过程主要依靠导向管下部缓冲段结构实现。燃料组件缓冲段结构参数的选取对于落棒缓冲效果影响较大。基于水力学基本公式构建的落棒缓冲理论模型,运用数值计算的方法研究缓冲段结构参数,如导向管与控制棒环形间... 详细信息

压水堆控制棒落棒水力缓冲过程主要依靠导向管下部缓冲段结构实现。燃料组件缓冲段结构参数的选取对于落棒缓冲效果影响较大。基于水力学基本公式构建的落棒缓冲理论模型,运用数值计算的方法研究缓冲段结构参数,如导向管与控制棒环形间隙、轴肩螺钉流水孔径与长度等对落棒水力缓冲效果的影响情况。总结出落棒缓冲影响规律,可作为燃料组件导向管结构设计的参考。

关键词：控制棒组件落棒过程缓冲段结构敏感性分析

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反应堆压力容器低合金钢锻件超声检测时机探讨

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核动力工程 2018年第A01期39卷 49-52页

作者：尹祁伟罗英邱天王小彬杨志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610213

为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更... 详细信息

为了确定反应堆压力容器(RPV)钢锻件最佳超声检测时机,本文采用分析的方法明确了RCC-M规范要求是对RPV低合金钢锻件在最终精加工后才进行超声检测。通过研究超声检测机理并结合其他标准的规定,综合对此时机的合理性进行了探讨,提出了更为合理的检测时机应为对RPV低合金钢锻件性能热处理之后、精加工前进行。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 低合金钢锻件超声检测时机

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秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究

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核动力工程 2007年第Z1期28卷 48-52页

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核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 详细信息

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.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,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施.

关键词：秦山二期反应堆压力容器管座焊接

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N36特征化燃料辐照考验及性能评价

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核动力工程 2021年第5期42卷 110-113页

作者：张坤陈平邢硕庞华彭航蒲曾坪何梁张林秋博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610213

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验... 详细信息

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。

关键词： N36合金特征化燃料池边检查性能分析

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ACP100堆内构件过盈连接结构有限元分析研究

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核动力工程 2018年第A01期39卷 34-36页

作者：刘晓王留兵张宏亮罗英饶琦琦吴冰洁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610213

采用ANSYS软件,通过有限元与理论公式计算的对比,获得了用于过盈连接结构的有限元方法(FEM)。用该方法对玲龙一号(ACP100)堆内构件吊篮组件的过盈连接结构进行了FEM,为应用于复杂工况下的过盈连接结构设计提供了分析方法,确保了过盈连... 详细信息

采用ANSYS软件,通过有限元与理论公式计算的对比,获得了用于过盈连接结构的有限元方法(FEM)。用该方法对玲龙一号(ACP100)堆内构件吊篮组件的过盈连接结构进行了FEM,为应用于复杂工况下的过盈连接结构设计提供了分析方法,确保了过盈连接结构设计的可靠性。

关键词：堆内构件过盈连接有限元方法(FEM)

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双约束核素筛选与燃耗链压缩算法研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 218-222页

作者：胡钰莹廖鸿宽姚栋于颖锐周冰燕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610213

在进行反应堆燃耗计算时,由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大,因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度,有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法,并形成压缩燃耗链和数据库... 详细信息

在进行反应堆燃耗计算时,由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大,因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度,有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法,并形成压缩燃耗链和数据库。首先建立了核素筛选标准,根据各个核素对中子吸收率和重要核素核子密度的贡献率对核素重要性进行排序筛选,研究了基于中子吸收率和重要核素产量贡献率的双约束燃耗链压缩算法,并完成相关程序模块的开发。通过对Kylin-2程序数据库压缩的计算分析,验证了该燃耗链压缩算法的可行性。采用压缩数据库可使其在保持原有计算精度的基础上大幅减少计算时间、提高计算效率;通过燃耗链压缩算法的研究与压缩数据库的实现,为从评价数据库出发制作压缩数据库提供了技术支撑。

关键词：双约束燃耗链压缩算法核素筛选燃耗链压缩 Kylin-2程序数据库

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安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究

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核动力工程 2015年第3期36卷 45-49页

作者：高颖贤申亚欧曾未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

基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑... 详细信息

基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。

关键词：小型模块化压水堆安注箱(ACC) 失水事故

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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

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)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议。

关键词：抗震能力易损性高置信度低失效概率地震裕度评价

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三代核电堆芯中子通量密度测量系统软件架构设计

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核动力工程 2021年第S01期42卷 139-142页

作者：杨戴博田皓文周利明李昆黎刚万波翁小惠李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610213

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足... 详细信息

为了在三代核电中实现反应堆运行状态的连续实时监测,设计了一种适用于三代核电堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统的软件架构方案。该方案采用自下而上模块化冗余设计,解决了由于计算量大、架构复杂带来的系统计算速度和精度无法同时满足要求的问题,CNFM系统实现了大量堆芯数据实时高精度快速计算,保证了反应堆运行状态监测的实时性和稳定性,同时具备向安全级核测量设备扩展的能力。目前CNFM系统已在多个“华龙一号”核电厂设计中广泛应用。

关键词：核电厂堆芯中子通量密度测量(CNFM)系统软件架构

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UN燃料性能数值分析

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核动力工程 2017年第6期38卷 185-188页

作者：涂腾李文杰李伟高士鑫陈平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610213

UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明... 详细信息

UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明:压水堆正常运行工况下,UN燃料在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压、包壳应变等方面具备良好性能。

关键词： UN燃料耐事故燃料性能分析

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