检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2021年第12期 99-102页

作者：彭欢欢邹志强武铃珺王小吉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四川成都610213

福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普... 详细信息

福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普遍适用于核电厂低温低压的条件,对高温高压的情况不太适用。文章基于高温高压火焰加速理论研究,对GASFLOW程序中的火焰加速准则进行相关改进,并采用高温高压实验对其进行了验证,从而扩展其适用范围。

关键词：氢气高温高压火焰加速膨胀比

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆压力容器C形密封环多因素作用下的密封可靠性研究

引用

科技视界 2021年第27期 22-24页

作者：董元元罗英李玉光胡甜核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院四川成都610213

反应堆压力容器用C形密封环由三层结构组成,因此有较多的敏感因素对其密封性能产生影响,这些影响因素往往是独立随机变化的,但又对C形密封环密封性能产生共同作用。文章针对上述情况进行多因素作用下的C形密封环密封可靠性分析研究,考... 详细信息

反应堆压力容器用C形密封环由三层结构组成,因此有较多的敏感因素对其密封性能产生影响,这些影响因素往往是独立随机变化的,但又对C形密封环密封性能产生共同作用。文章针对上述情况进行多因素作用下的C形密封环密封可靠性分析研究,考虑了对密封性能影响较大的4个影响因素,即压缩量、弹簧截面直径、弹簧丝材直径和中间层厚度,采用高斯分布和拉丁超立方抽样,进行蒙特卡洛法分析。研究表明,目前C形密封环的设计值是满足可靠性要求的;压缩量、弹簧截面直径和弹簧丝材直径对密封可靠性的灵敏度较大,而中间层厚度的灵敏度相对较小。

关键词： C形密封环多因素密封可靠性可靠性灵敏度

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

稳压器安全阀在核电厂严重事故中的有效性分析

引用

科技视界 2021年第17期 54-57页

作者：赖建永王保平韩冰赵禹曾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四川成都610041

我国在役的M310型核电机组采用稳压器安全阀(SRV/PORV)的卸压功能延伸来完成严重事故下的卸压,避免高压堆芯熔融物喷射。由于SRV/PORV的结构特性,先导箱、电磁驱动装置在严重事故工况下的存在失效风险,且现场可靠电源的时效性不可控。... 详细信息

我国在役的M310型核电机组采用稳压器安全阀(SRV/PORV)的卸压功能延伸来完成严重事故下的卸压,避免高压堆芯熔融物喷射。由于SRV/PORV的结构特性,先导箱、电磁驱动装置在严重事故工况下的存在失效风险,且现场可靠电源的时效性不可控。文章基于上述技术障碍,对稳压器安全阀在严重事故下的有效性进行了分析,结果表明,采用国际上新型电磁驱动装置进行技术改进,可提高现有M310型核电机组应对严重事故的可用性及有效性,从而提高核电站应对严重事故的能力。

关键词：稳压器安全阀严重事故有效性分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于VOF方法的稳压器用单螺旋喷雾头性能优化

引用

科技视界 2021年第30期 17-20页

作者：刘威成翔王宇阳余纪成苏桐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四川成都610041

基于两相界面追踪流体体积(Volume of Fluid,VOF)方法对稳压器用单螺旋喷嘴内部流动及近场射流情况进行了模拟计算,通过将计算结果与已有试验数据进行对比,验证了数值方法及模型的适用性。在上述基础上,文章重点研究了内芯螺旋升角及混... 详细信息

基于两相界面追踪流体体积(Volume of Fluid,VOF)方法对稳压器用单螺旋喷嘴内部流动及近场射流情况进行了模拟计算,通过将计算结果与已有试验数据进行对比,验证了数值方法及模型的适用性。在上述基础上,文章重点研究了内芯螺旋升角及混合室导锥角对喷雾头性能指标(流量系数、雾化锥角、喷雾均匀性等)的影响,优化得到满足新喷雾头设计指标的喷雾头结构参数。该工作可以为喷嘴性能的优化提供参考。

关键词：单螺旋喷雾头流体体积法流量系数雾化锥角结构优化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究

引用

科技视界 2021年第15期 214-216页

作者：黄慧剑辛素芳王嘉赓徐良剑彭倩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四川成都610041

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份... 详细信息

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

关键词：模块式小型堆落棒 DNB

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于主数据管理的人力资源数据应用框架研究

引用

科技视界 2021年第17期 160-163页

作者：张婷何腾蛟王娇吴斌张爽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四川成都610213

随着信息化能力的水平,为满足业务需求,实现各类管理业务的应用系统应用而生,而这些系统中都离不开人力资源数据的基本应用。文章针对独立存在于各应用系统的人力资源数据进行研究分析,结合单位实际情况,进行人力资源主数据规范制定,并... 详细信息

随着信息化能力的水平,为满足业务需求,实现各类管理业务的应用系统应用而生,而这些系统中都离不开人力资源数据的基本应用。文章针对独立存在于各应用系统的人力资源数据进行研究分析,结合单位实际情况,进行人力资源主数据规范制定,并搭建基于主数据管理平台的应用框架,指导后续人力资源数据统一管理平台建设,保证数据的一致性、可控性。

关键词：主数据管理应用框架人力资源数据

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

引用

核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆压力容器安注接管嘴热工水力瞬态分析

引用

科技视界 2021年第17期 179-182页

作者：王保平于德勇韩冰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四川成都610213

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力... 详细信息

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力学方法,详细计算了该工况下反应堆压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布。文章考虑的设计瞬态有安注系统误动作和反应堆冷却剂系统误失压两类工况,通过CFD计算软件,对压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布开展仿真研究,获得其具体温度分布,可作为详细评价该工况下压力容器管嘴的结构完整性的支撑。

关键词：反应堆压力容器安注接管嘴瞬态

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

华龙一号快速冷却功能验证试验模拟计算研究

引用

科技视界 2021年第17期 183-186页

作者：陈伟钱立波吴清袁鹏沈丹红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四川成都610213

自主化华龙一号三代核电技术提出多种创新设计以提高安全水平,其中,“快速冷却”功能通过自动开启大气释放阀以预设速率降低蒸汽发生器二次侧压力,可实现一回路的快速降压。快速冷却首堆功能验证试验即为有效验证该新增功能。文章首先... 详细信息

自主化华龙一号三代核电技术提出多种创新设计以提高安全水平,其中,“快速冷却”功能通过自动开启大气释放阀以预设速率降低蒸汽发生器二次侧压力,可实现一回路的快速降压。快速冷却首堆功能验证试验即为有效验证该新增功能。文章首先开展了快速冷却功能验证试验的预先模拟分析,研究试验过程中的风险点,确定初始关键参数,并在试验后开展了复算分析,以论证事故分析程序和分析方法对快速冷却功能模拟的适用性。研究结果表明:事故分析程序可准确模拟了试验过程,有效指导了快速冷却首堆功能验证试验设计,同时证明了事故分析程序和分析方法模拟的适用性。

关键词：华龙一号快速冷却首堆试验模拟计算

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

弹簧式安全阀和先导式安全阀在核电厂中的飞射物源对比分析

引用

科技视界 2021年第15期 85-87页

作者：韩冰王保平严思伟余小权廖先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四川成都610041

高能流体系统中的阀门应作为潜在的飞射物加以评价。在核电厂中,稳压器安全阀位于稳压器伸出平台区域,假定当稳压器安全阀连接阀盖与阀体的螺栓损坏时,阀盖部分会作为飞射物弹出,影响安全壳内衬的完整性,因此,稳压器安全阀应作为潜在的... 详细信息

高能流体系统中的阀门应作为潜在的飞射物加以评价。在核电厂中,稳压器安全阀位于稳压器伸出平台区域,假定当稳压器安全阀连接阀盖与阀体的螺栓损坏时,阀盖部分会作为飞射物弹出,影响安全壳内衬的完整性,因此,稳压器安全阀应作为潜在的飞射物源,考虑防护设计。目前,广泛应用的稳压器安全阀主要有弹簧式安全阀和先导式安全阀,由于其结构特性不同,阀门飞射物参数也不同。通过对比分析可知,相较于先导式安全阀,弹簧式安全阀飞射物的质量更大,当二者飞射物撞击速度相近时,弹簧式安全阀飞射物的撞击冲量更大,其作为潜在的飞射物源考虑时,应特别考虑防护设计。

关键词：核电厂安全阀飞射物

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：