检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2018年第2期39卷 42-45页

作者：任荷瓮松峰谭宏伟黄辉黄新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610213

针对现有反应堆压力容器(RPV)主螺栓孔润滑存在的问题,提出了一种采用小口径出油管供油、阵列排布的刷毛旋转涂刷的涂覆方法,详细设计和研制了主螺栓孔抗咬合剂涂覆设备。该设备的试验验证结果表明,螺孔涂覆设备可将抗咬合剂均匀、完整... 详细信息

针对现有反应堆压力容器(RPV)主螺栓孔润滑存在的问题,提出了一种采用小口径出油管供油、阵列排布的刷毛旋转涂刷的涂覆方法,详细设计和研制了主螺栓孔抗咬合剂涂覆设备。该设备的试验验证结果表明,螺孔涂覆设备可将抗咬合剂均匀、完整地涂覆在主螺栓孔的螺纹表面,可有效增加螺纹副之间的润滑,降低螺纹损伤的风险。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 主螺栓孔涂覆

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AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

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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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核电厂堆腔冷却状态监测研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 94-98页

作者：何鹏陈静李小芬何正熙朱加良徐涛李红霞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

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量... 详细信息

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。

关键词：堆腔冷却严重事故监测堆腔注水严重事故缓解熔融物滞留熔融物探测堆芯熔化

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SiC复合包壳热-力学行为计算理论分析

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核动力工程 2020年第S02期41卷 121-125页

作者：路怀玉庞华刘仕超唐昌兵周毅辛勇李垣明高士鑫青涛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SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC... 详细信息

针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC复合包壳热-力学行为的模拟计算,并与国外公开文献报道进行对比。结果表明,有限元计算方法适用于SiC复合包壳热-力学行为的模拟分析;弹塑性理论和固体传热理论分析表明SiC复合包壳温度场和应力场可解;三维有限元计算结果与文献结果符合较好,证明了计算结果的准确性。

关键词： SiC复合包壳热-力学行为温度场应力场

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提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量精度的方法

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核动力工程 2015年第2期36卷 93-95页

作者：陈静陈柯霍雨佳李红霞余俊辉李小芬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

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量... 详细信息

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量值之间的偏差。结果表明,采用非线性最小二乘法建立的电阻-温度关系函数使整个测温范围内的温度测量精度提高一个数量级。

关键词：电阻-温度关系函数非线性最小二乘法旁路温度铂电阻温度计

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压水堆核电站乏燃料运输辅助设备设计

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核动力工程 2012年第6期33卷 147-150页

作者：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

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块... 详细信息

乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块化设计和集中控制,具有工作效率高、结构简单、安全性高、不易积聚放射性物质和人-机交互友好的特点。

关键词：乏燃料运输容器辅助设备台架本体模块卸料冷却模块

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接触式中子毒物板厚度检测系统设计

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核动力工程 2017年第5期38卷 182-186页

作者：谷明非青涛李权秦勉王浩煜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

反应堆乏燃料贮存格架由多个贮存管组成。贮存管是采用含有中子毒物的板状材料经过钣金、焊接等方式加工制成的方管形结构,中子毒物板厚度尺寸是贮存格架的重要参数,生产过程中需要严格准确测量。采用接触式测量方法,结合现代自动检测... 详细信息

反应堆乏燃料贮存格架由多个贮存管组成。贮存管是采用含有中子毒物的板状材料经过钣金、焊接等方式加工制成的方管形结构,中子毒物板厚度尺寸是贮存格架的重要参数,生产过程中需要严格准确测量。采用接触式测量方法,结合现代自动检测控制技术和数据库技术,完成了中子毒物板厚度检测系统设计。设计的检测系统具备一键操作功能,可自动完成中子毒物板厚度尺寸检测、记录、统计等工作。

关键词：反应堆中子毒物板接触式厚度检测

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反应堆压力容器CRDM管座设计改进

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核动力工程 2015年第4期36卷 103-106页

作者：王小彬李玉光罗英方才顺陈海波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

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直... 详细信息

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直度变化原因进行分析,确定了尺寸变化的原因,并提出效控制关键参数的措施。

关键词： CRDM管座压力试验尺寸变大原因分析控制措施

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微型有机工质冷却核反应堆概念研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 266-270页

作者：李晴夏榜样李司南卢迪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

为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究,本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题,以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案,在此基础上,开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明,在相同堆芯... 详细信息

为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究,本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题,以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案,在此基础上,开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明,在相同堆芯布置条件下,有机工质冷却核反应堆慢化剂温度系数绝对值小于压水堆,功率分布更加平坦。本文研究成果可以为我国正在大力发展的多用途微型核反应堆电源及供热系统技术路线选择提供重要参考。

关键词：有机工质反应堆中子学特性

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热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索

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核动力工程 2020年第3期41卷 197-201页

作者：王金雨余红星柴晓明张卓华李文杰苏东川曾畅何晓强李松蔚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

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济... 详细信息

热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型,以eVinci反应堆为例,开展了燃料循环经济性影响因素探索研究,获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响,热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升,经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。

关键词：热管反应堆燃料经济性功率规模运行温度

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