检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 238-241页

作者：魏彦琴黄世恩王连杰娄磊操节宝蔡云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

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布... 详细信息

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。

关键词：六边形套管型燃料堆芯临界物理试验临界质量测量核设计程序试验验证

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压水堆燃料组件安全运行保障措施分析

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核动力工程 2017年第6期38卷 175-179页

作者：茹俊肖忠朱发文张林秦勉刘洋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610213

通过对燃料组件进行设计、制造、运行、辐照后检查多方面的分析,提出当前保障燃料安全运行体系改进的方向,特别提出加强燃料组件拆卸检查、池边检查、热室分析的建议。对于自主化燃料组件,从燃料棒下端部防止磨蚀、改进防异物设计、增... 详细信息

通过对燃料组件进行设计、制造、运行、辐照后检查多方面的分析,提出当前保障燃料安全运行体系改进的方向,特别提出加强燃料组件拆卸检查、池边检查、热室分析的建议。对于自主化燃料组件,从燃料棒下端部防止磨蚀、改进防异物设计、增强组件结构强度等方面提出了相关建议。

关键词：压水堆燃料安全运行保障措施

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稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

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核动力工程 2011年第1期32卷 6-9,20页

作者：余晓菲张毅雄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

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROC... 详细信息

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分层情况下管道的最大应力和疲劳使用系数。分析结果表明,管道在热分层效应下的应力、疲劳强度均满足RCC-M规范相关要求。

关键词：稳压器波动管热分层应力疲劳

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泄漏源首次碰撞补偿技术

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核动力工程 2021年第3期42卷 207-210页

作者：唐霄李庆陈长柴晓明涂晓兰汪量子李满仓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

提出泄漏源首次碰撞补偿技术,以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题。将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源,相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中,从而减轻泄漏源加重的射线效应影响,并应用单能修正简化计算方法... 详细信息

提出泄漏源首次碰撞补偿技术,以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题。将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源,相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中,从而减轻泄漏源加重的射线效应影响,并应用单能修正简化计算方法,提高了二维/一维中子输运计算的收敛性、稳定性和精度。

关键词：泄漏源泄漏源首次碰撞补偿射线效应

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反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒PCI研究

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核动力工程 2014年第5期35卷 133-137页

作者：刘振海周毅郭兴坤张坤谢清清谷明非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

介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限... 详细信息

介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限值相比较都有裕量;瞬态局部线功率越大,瞬态发生前局部燃耗越深,PCI失效裕量越小;瞬态发生前,降功率时间越长,PCI失效裕量越小;降功率后再升功率,裕量得到一定程度恢复。

关键词：芯块包壳 PCI Ⅱ类瞬态

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非能动余热排出系统过冷沸腾传热特性研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 258-262页

作者：汪宇卢庆陈志辉郝承明赵京严思伟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

小型核电厂非能动余热排出系统(PRS)冷却水过冷沸腾会引起流动不稳定问题,从而影响反应堆安全性。通过静态传热分析,获取流动状态下避免净蒸汽产生的传热管外壁温度限值,并通过提高冷却水出口管出口位置标高和冷却水管内径的方法提高PR... 详细信息

小型核电厂非能动余热排出系统(PRS)冷却水过冷沸腾会引起流动不稳定问题,从而影响反应堆安全性。通过静态传热分析,获取流动状态下避免净蒸汽产生的传热管外壁温度限值,并通过提高冷却水出口管出口位置标高和冷却水管内径的方法提高PRS系统冷却水的自然循环流量。研究结果表明,改进方案实施后,冷却水自然循环能力提升,系统排热能力有所提升,可以有效降低冷却水沸腾强度,避免产生过多蒸汽,使PRS系统稳定运行。

关键词：非能动余热排出系统(PRS) 过冷沸腾静态传热分析自然循环

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岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统相关传递函数的辨识方法

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核动力工程 2011年第5期32卷 29-32页

作者：陈智张英王华金张瑞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

对岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对象和物理过程传递函数进行辨识研究,给出辨识方法。根据设备特性曲线,利用瞬态分析程序(CATIA2)计算得到瞬态结果。对所得的结果进行分析和数据提取,得到辨识基本数据,然... 详细信息

对岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对象和物理过程传递函数进行辨识研究,给出辨识方法。根据设备特性曲线,利用瞬态分析程序(CATIA2)计算得到瞬态结果。对所得的结果进行分析和数据提取,得到辨识基本数据,然后采用MATLAB程序建立参数估计所需模型,进行参数辨识,最终得到相关传递函数,得到的传递函数满足控制系统总体设计和性能验证的需求。

关键词：蒸汽发生器水位控制系统传递函数辨识方法

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基于根轨迹法的核电厂棒位探测器电源PR控制的研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 113-117页

作者：王春蕾陈帅君黄可东许明周何佳佶李梦书李国勇郑杲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

针对单相逆变器在核电厂棒位检测系统中的应用要求,从数学模型出发分析了其控制策略,着重分析了输出电压环比例-谐振(PR)控制器在离散域的实现方式。通过Matlab仿真和实验验证了该控制方式能够保持输出电压稳定、正弦度良好、动态响应... 详细信息

针对单相逆变器在核电厂棒位检测系统中的应用要求,从数学模型出发分析了其控制策略,着重分析了输出电压环比例-谐振(PR)控制器在离散域的实现方式。通过Matlab仿真和实验验证了该控制方式能够保持输出电压稳定、正弦度良好、动态响应快、抗干扰能力强等特点,有利于提高棒位检测的精确度。

关键词：棒位探测器电源 PR控制器根轨迹法

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不同燃耗步长对KYLIN-Ⅱ软件K_(inf)计算结果的影响分析

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核动力工程 2019年第2期40卷 180-183页

作者：郭凤晨柴晓明芦韡涂晓兰刘东陈定勇郑勇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

KYLIN-Ⅱ软件基于改迚预估修正方法迚行临界燃耗迭代求解。本文针对压水堆纯UO_2燃料组件、含硼可燃毒物的UO_2燃耗组件和含钆可燃毒物的UO_2燃料组件,使用KYLIN-Ⅱ软件,分析了不同燃耗步长对组件无限增殖系数K_(inf)计算结果的影响。... 详细信息

KYLIN-Ⅱ软件基于改迚预估修正方法迚行临界燃耗迭代求解。本文针对压水堆纯UO_2燃料组件、含硼可燃毒物的UO_2燃耗组件和含钆可燃毒物的UO_2燃料组件,使用KYLIN-Ⅱ软件,分析了不同燃耗步长对组件无限增殖系数K_(inf)计算结果的影响。通过比较分析,对于不同类型的燃料组件,给出了适合的燃耗步长选取,使其可以获得较高的计算精度。

关键词： KYLIN-Ⅱ软件临界燃耗燃耗步无限增殖系数Kinf

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横掠水平管束间气-液两相流流型对流致振动激励的影响

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核动力工程 2011年第4期32卷 42-45,71页

作者：姜乃斌臧峰刚张毅雄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

在气-液两相流现有的Taitel流型图和Ulbrich&Mewes流型图的基础上,通过分析试验数据提出一种新的流型图,根据该流型图将垂直向上横掠水平管束的气-液两相流分为3种流型:泡状流、搅拌-泡状流和间歇流,给出这3种流型下的两相流作用在... 详细信息

在气-液两相流现有的Taitel流型图和Ulbrich&Mewes流型图的基础上,通过分析试验数据提出一种新的流型图,根据该流型图将垂直向上横掠水平管束的气-液两相流分为3种流型:泡状流、搅拌-泡状流和间歇流,给出这3种流型下的两相流作用在管束上的激励力的时间历程、功率谱密度曲线和功率谱密度峰值对应的Strouhal数。分析表明,在管束间两相流流致振动问题中,流型对于激励力时程、功率谱密度曲线的形状和频率分布均有明显影响。

关键词：两相流流型管束流致振动

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