检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 183-186页

作者：王小吉武铃珺朱大欢邓坚刘丽莉许幼幼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

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再... 详细信息

参考某百万千瓦级核电厂设计,针对堆内熔融物滞留(IVR)策略投入后晚期(即压力容器下封头已形成熔融池的情况下)可能的一回路再注水场景开展分析,研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析,综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响,得到了各措施的影响规律,并针对严重事故管理策略提出建议。

关键词：严重事故堆内熔融物滞留(IVR) 一回路注水

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CF3燃料组件入堆辐照主要性能研究

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核动力工程 2016年第6期37卷 155-158页

作者：陈平焦拥军周毅刘振海张坤雷涛秦勉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

研究评价了秦山第二核电厂2号机组第11-13循环中进行入堆辐照考验的4组CF3先导燃料组件的主要性能,包括包壳腐蚀、燃料棒生长、燃料组件生长等,并与首循环池边检查结果进行对比。结果表明CF3先导燃料组件主要堆内性能符合预期,与预测值... 详细信息

研究评价了秦山第二核电厂2号机组第11-13循环中进行入堆辐照考验的4组CF3先导燃料组件的主要性能,包括包壳腐蚀、燃料棒生长、燃料组件生长等,并与首循环池边检查结果进行对比。结果表明CF3先导燃料组件主要堆内性能符合预期,与预测值相比有更高的裕量,现有辐照性能分析模型可进一步改进后用于后续工程评价。

关键词： CF3燃料组件入堆辐照性能分析

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模块式小型堆MAAP建模及严重事故裂变产物释放特性研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 20-23页

作者：王军龙魏述平刘嘉嘉谭怡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610213

建立模块式小型堆(ACP100)严重事故分析程序(MAAP)电厂模型,并经过稳态调试,各稳态运行参数与设计参数的误差在1%左右,表明所建立模型准确度较高。采用所建MAAP模型对ACP100严重事故进行了模拟,给出了事故进程及裂变产物向环境释放变化... 详细信息

建立模块式小型堆(ACP100)严重事故分析程序(MAAP)电厂模型,并经过稳态调试,各稳态运行参数与设计参数的误差在1%左右,表明所建立模型准确度较高。采用所建MAAP模型对ACP100严重事故进行了模拟,给出了事故进程及裂变产物向环境释放变化趋势,结果表明:在安全壳保持完整的条件下,惰性气体向环境的累积释放份额与时间成线性关系,随时间增加而增大;其他元素组向环境的累积释放份额在一段时间后达到最大,之后保持不变。该分析结果为ACP100严重事故条件下放射性释放和场外剂量分析奠定了基础。

关键词： ACP100 MAAP建模严重事故模拟

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保护测量通道响应时间自动测试功能设计

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核动力工程 2015年第2期36卷 66-67页

作者：李红霞霍雨佳陈静余俊辉朱加良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

采用双触点和快速采集的方法,设计保护测量通道响应时间自动测试功能,并应用于秦山核电厂二期扩建工程定期试验。调试和运行情况表明,该设计完全满足核电厂的要求,操作简单方便、可靠性高、运行情况良好。

关键词：保护测量通道响应时间在线自动测试触点跃变快速采集

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子通道分析中的湍流交混研究综述

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核动力工程 2017年第3期38卷 132-136页

作者：刘余杜思佳李仲春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

在子通道分析中,湍流交混是冷却剂通道间横向交混的重要组成部分,是由于流体脉动时自然涡团扩散引起的非定向交混。湍流交混的强弱程度将影响通道的局部热工参数,从而影响临界热流密度的预测,是反应堆热工水力设计与分析重点关注的对象... 详细信息

在子通道分析中,湍流交混是冷却剂通道间横向交混的重要组成部分,是由于流体脉动时自然涡团扩散引起的非定向交混。湍流交混的强弱程度将影响通道的局部热工参数,从而影响临界热流密度的预测,是反应堆热工水力设计与分析重点关注的对象。本文针对湍流交混的相关研究进行了综述,包括机理与模型、湍流交混系数、实验方法、计算流体动力学(CFD)方法和子通道软件中的模型等,可作为自主化燃料组件设计和自主化子通道分析软件开发的参考。

关键词：子通道分析湍流交混 CFD

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乙醇胺在核电厂二回路水处理中的应用研究

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核动力工程 2013年第2期34卷 137-140页

作者：王琳谢杨崔怀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610041

乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率... 详细信息

乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率,延长蒸汽发生器和二回路设备的使用寿命,提高在役核电厂的经济性。该工作对国产核电厂二回路水处理技术改进具有参考价值。

关键词：核电厂二回路乙醇胺

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HALT试验方法在数字化仪控设备研制中的应用

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核动力工程 2021年第S2期42卷 99-103页

作者：张洧川赵辉秦帆赵阳青先国陈杰何小鹏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

为了解决数字化仪控设备在设计阶段无法规避其潜在故障模式,传统研制试验方法无法模拟设备在全寿命周期内的环境剖面和任务剖面,以及在研制阶段无法暴露设备部分故障模式的问题,提出对适应性精简后的某型数字化仪控设备开展高加速极限试... 详细信息

为了解决数字化仪控设备在设计阶段无法规避其潜在故障模式,传统研制试验方法无法模拟设备在全寿命周期内的环境剖面和任务剖面,以及在研制阶段无法暴露设备部分故障模式的问题,提出对适应性精简后的某型数字化仪控设备开展高加速极限试验(HALT)试验,并借鉴国外大量类似试验的统计结果和设备环境适应性要求制定了衡量故障改进必要性的应力水平范围判据;同时结合相似仪控设备应用经验反馈对试验方案进行了调整;最后结合目标设备已有的机内测试(BIT)检测手段配套开发了实时状态监测和故障分析工具,配套完成试验开展过程中的实时监测和辅助失效分析。试验结果表明,定制化调整后的试验方法可有效地暴露和复现该典型数字化仪控设备的潜在故障,可操作性较强,可应用于其他相似的仪控设备。

关键词：数字化仪控设备高加速极限试验(HALT) 间歇性故障故障改进机内测试(BIT) 试验方案改进

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地方政府核应急响应执行程序研究

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核动力工程 2017年第S1期38卷 22-26页

作者：于红杨舒琦程诗思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610231

根据目前我国核电厂应急计划的现行标准、内容和执行情况,考虑核电厂进入应急状态后应采取的应急响应行动、各应急响应行动的特性、执行各应急响应行动的先后秩序,提出地方政府核应急响应执行程序应包括的主要内容和具体流程,明确地方... 详细信息

根据目前我国核电厂应急计划的现行标准、内容和执行情况,考虑核电厂进入应急状态后应采取的应急响应行动、各应急响应行动的特性、执行各应急响应行动的先后秩序,提出地方政府核应急响应执行程序应包括的主要内容和具体流程,明确地方政府的组织权限、人员职责、物质分配和优先事项。

关键词：地方政府核电厂应急响应执行程序

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燃料棒共振有效温度机理性模拟程序FRET研发

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核动力工程 2014年第S2期35卷 194-196页

作者：尹强柴晓明涂晓兰潘俊杰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

利用蒙特卡罗程序模拟燃料棒中功率分布、利用燃料棒性能分析程序模拟燃料棒中的热力学行为,建立能够计算燃料棒共振有效温度的计算模型,并开发了燃料棒共振有效温度机理性模拟程序(FRET)。通过与SCIENCE程序包中SMART程序相关计算模块... 详细信息

利用蒙特卡罗程序模拟燃料棒中功率分布、利用燃料棒性能分析程序模拟燃料棒中的热力学行为,建立能够计算燃料棒共振有效温度的计算模型,并开发了燃料棒共振有效温度机理性模拟程序(FRET)。通过与SCIENCE程序包中SMART程序相关计算模块的计算结果对比,表明FRET程序能够准确地模拟计算压水堆不含可燃毒物燃料棒的共振有效温度。与工程使用的燃料棒共振有效温度计算程序相比,本文开发的机理性程序FRET不需要用户输入燃料有效温度的加权经验参数,能够计算不同类型燃料棒,具有更为广泛的应用性。

关键词：燃料共振有效温度燃料性能分析程序蒙特卡洛方法 FRET 数值验证

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核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率校正系数的仿真研究

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核动力工程 2012年第6期33卷 42-45,60页

作者：张英陈智王殳孙剑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

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是重要的保护参数,对该参数的计算进行正确的校正,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。... 详细信息

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是重要的保护参数,对该参数的计算进行正确的校正,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。依据功率量程中子注量率变化率校正的基本原理,以岭澳核电站二期和秦山核电厂二期扩建工程为例,论述了利用仿真分析工具,开展中子注量率变化率校正系数仿真研究的基本方法,相关研究结果已成功应用于现场调试。

关键词：核仪表系统中子注量率变化率校正仿真研究

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