检索结果-内蒙古大学图书馆

2019’中国核电焊接技术研讨会

作者：黄均麟李磊杨俊何戈宁汤臣杭吴杨吴琼中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041 上海电气核电设备有限公司上海201306

对国内某二代改进型核电机组蒸汽发生器管子管板焊接见证件根部不连续的原因进行分析结果表明,根部不连续超标的根本原因为清洁不彻底,管壁存在杂物影响定位胀效果而导致根部管一孔间隙过大所致,不能代表对应的产品焊缝.根据分析结果提... 详细信息

对国内某二代改进型核电机组蒸汽发生器管子管板焊接见证件根部不连续的原因进行分析结果表明,根部不连续超标的根本原因为清洁不彻底,管壁存在杂物影响定位胀效果而导致根部管一孔间隙过大所致,不能代表对应的产品焊缝.根据分析结果提出了相应的防范措施,对后续管子管板焊缝的焊接具有一定的参考和借鉴意义.

关键词：核电站蒸汽发生器管子管板焊接见证件质量控制

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核反应堆超临界二氧化碳布雷顿循环中的印刷电路板换热器

引用

科技视界 2021年第12期 147-148页

作者：曾涛秦婧方华伟李沛颖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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司四川成都643001

与蒸汽朗肯循环相比,应用于核反应堆的超临界二氧化碳(SCO2)布雷顿循环。具有更加紧凑的结构,能够达到更高的效率。PCHE是其最核心的部件,文章对PCHE四种典型流道结构的特点及其原理,进行了详细的阐述。并基于目前研究存在的问题,提出... 详细信息

与蒸汽朗肯循环相比,应用于核反应堆的超临界二氧化碳(SCO2)布雷顿循环。具有更加紧凑的结构,能够达到更高的效率。PCHE是其最核心的部件,文章对PCHE四种典型流道结构的特点及其原理,进行了详细的阐述。并基于目前研究存在的问题,提出了进一步深入研究的几点展望供参考。

关键词：核反应堆超临界二氧化碳布雷顿循环印刷电路板换热器

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆压力容器筒体及接管整体集成锻件成型方案研究

引用

科技视界 2022年第30期 40-43页

作者：王昫心胡杰周高斌核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213 中国一重集团有限公司天津300000

受限于国内工业生产能力和锻件生产水平,目前核电上反应堆压力容器的筒体部分一般为多个锻件或锻件集合组焊而成的锻焊结构。多个锻件组焊而成的筒体结构会增加了焊缝区域,增加了产生缺陷的风险,同时制造速度和材料利用率较低,增加了制... 详细信息

受限于国内工业生产能力和锻件生产水平,目前核电上反应堆压力容器的筒体部分一般为多个锻件或锻件集合组焊而成的锻焊结构。多个锻件组焊而成的筒体结构会增加了焊缝区域,增加了产生缺陷的风险,同时制造速度和材料利用率较低,增加了制造成本。通过锻件有效集成整合已成为提高设备安全性、可靠性的主要技术途径之一。反应堆压力容器筒体及接管整体集成锻件是指将筒体法兰-接管段、进/出口接管、堆芯筒体集成一体化的整体锻件。不同于目前成熟的锻造成型方案,为避免因锻造辅具或锻造工艺不合理造成的预制毛坯流线紊乱,需要专门针对一体化整体集成锻件结构设计锻造辅具与成型方案,并通过数值模拟进行不断优化,验证该锻件成型方案可行性的同时,对优化实际制造工艺同样具有重要的理论指导意义。

关键词：反应堆压力容器集成锻件成型工艺

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于通用生产函数的控制棒驱动机构任务可靠性评估模型

引用

科学技术创新 2020年第35期 52-53页

作者：李国栋付国忠高凯烨米洁甄真杜华张志强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 北京信息科技大学机电工程学院北京100192

控制棒驱动机构是核反应堆的重要机构和关键设备之一,直接影响着核反应堆能否正常运行和是否安全可靠。本文利用通用生产函数(Universal Generating Function,UGF),以滑窗系统结构为原型,构建了控制棒驱动机构的任务可靠性评估模型。

关键词：控制棒驱动机构通用生产函数研究

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆核电厂稳压器压力和水位控制系统仿真研究

引用

自动化与仪器仪表 2017年第1期 138-141页

作者：董化平张倬孙启航张建民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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

基于核电厂仿真系统平台软件构建了秦山二期压水堆核电厂稳压器压力和水位控制系统仿真模型,利用该仿真模型进行了典型工况下的瞬态仿真实验和研究,通过对比响应曲线的稳态和动态特性,获得了控制系统的整定值,可供工程技术人员参考。

关键词：压水堆核电厂稳压器压力控制水位控制仿真整定值

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

小型安全壳复杂空间内MSLB下传热数值模拟

小型安全壳复杂空间内MSLB下传热数值模拟

引用

第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：林盛盛王升飞陈耀峰蒋孝蔚华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室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

在发生MSLB(主蒸汽管道破裂)事故时,高温高压的蒸汽迅速进入安全壳,导致壳内快速升温升压,危及安全壳的完整性。小型堆安全壳体积小,内部结构复杂,使其安全壳内传热现象与大型堆安全壳不同。本文以ACP100小型堆安全壳为研究对象,忽略抑... 详细信息

在发生MSLB(主蒸汽管道破裂)事故时,高温高压的蒸汽迅速进入安全壳,导致壳内快速升温升压,危及安全壳的完整性。小型堆安全壳体积小,内部结构复杂,使其安全壳内传热现象与大型堆安全壳不同。本文以ACP100小型堆安全壳为研究对象,忽略抑压水池和其它管线,以压力容器、堆芯补水箱和安注箱为主体建立安全壳模型,同时以蒸汽为介质,采用CFX软件中的SST模型对其进行稳态数值模拟。分析在主蒸汽管道破裂事故下,破口速度、破口高度和破口大小对安全壳内传热的影响。计算结果表明:(1)安全壳与堆芯补水箱之间的温度较低,冷却效果较好;(2)破口速度和破口大小的增加会使注入安全壳内热量增加,安全壳内温度升高;(3)破口高度增加,流体在向上运动过程中受压力容器和右侧堆芯补水箱的约束越小,易形成倒圆锥型喷射,与安全壳穹顶换热也越充分。

关键词：小型堆安全壳复杂空间传热数值模拟

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于声学层析成像的温度场和流速场重构

引用

智能计算机与应用 2024年第4期14卷 123-127页

作者：刘艺璇余俊辉董晨龙徐涛王海麟周新志四川大学电子信息学院智能控制研究所成都610065 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

为有效重构三维管道内液体的温度场和流速场,提出了一种超声飞渡时间计算表征,并基于此求解温度场和流速场反演模型。同时考虑温度梯度导致的声线弯曲效应,采用正四面体前向展开法,追踪超声弯曲路径;开展“华龙一号”反应堆主管道冷却... 详细信息

为有效重构三维管道内液体的温度场和流速场,提出了一种超声飞渡时间计算表征,并基于此求解温度场和流速场反演模型。同时考虑温度梯度导致的声线弯曲效应,采用正四面体前向展开法,追踪超声弯曲路径;开展“华龙一号”反应堆主管道冷却剂温度场和流速场重构实验。实验结果表明,所提方法能有效重构管道冷却剂温度场和流速场,且考虑弯曲效应能进一步提高重构精度。

关键词：声学层析成像耦合场温度场重构流速场重构弯曲效应

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

CRDM异种金属焊缝射线检测疑似缺陷的评定分析

引用

压力容器 2016年第4期33卷 59-64页

作者：杨博陈西南刘志明于天达邓强唐向东王亮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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082 林德工程(大连)有限公司辽宁大连116113

控制棒驱动机构(CRDM)是核反应堆中的重要设备之一,其密封壳是构成核反应堆压力边界的一部分。密封壳是由两段不同材料(奥氏体不锈钢和镍基合金)筒体通过异种金属焊缝焊接而成的压力容器。产品生产过程中,在对此异种金属焊缝射线检测时... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)是核反应堆中的重要设备之一,其密封壳是构成核反应堆压力边界的一部分。密封壳是由两段不同材料(奥氏体不锈钢和镍基合金)筒体通过异种金属焊缝焊接而成的压力容器。产品生产过程中,在对此异种金属焊缝射线检测时发现了疑似缺陷的显示。通过试验验证,阐述了疑似缺陷产生的机理和过程,证明了此疑似缺陷并不影响焊缝的质量。

关键词：控制棒驱动机构异种金属焊接射线检测疑似缺陷

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

不凝性气体对低高差开式自然循环流动特性影响实验研究

不凝性气体对低高差开式自然循环流动特性影响实验研究

引用

第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：孙建闯曹夏昕边浩志成翔汪宇丁铭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点实验室中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室

由于浮动式核电站空间尺寸的限制,基于自然循环式的非能动安全壳热量导出系统的冷热源中心高度差通常较小,并且冷源为海洋环境。因此,工作介质中的不凝性气体是无法消除且持续存在的。然而,不凝性气体对这类自然循环流动特性的影响研究... 详细信息

由于浮动式核电站空间尺寸的限制,基于自然循环式的非能动安全壳热量导出系统的冷热源中心高度差通常较小,并且冷源为海洋环境。因此,工作介质中的不凝性气体是无法消除且持续存在的。然而,不凝性气体对这类自然循环流动特性的影响研究并不充分。本文对这类低高差开式自然循环系统中不凝性气泡的尺寸和频率进行了可视化实验研究,并详细分析了气泡行为对系统流动特性的影响。结果表明,在出口温度未饱和条件下,随着加热功率的增加,热管段内气泡的尺寸和频率均呈明显增加。此外,当热管段的流型为泡状流时,系统流动特性主要受气泡频率影响;当热管段的流型为塞状流时,系统流动特性主要受气泡尺寸的影响,并且最大振荡幅值可达平均流量的31%。

关键词：低高差自然循环开式自然循环不凝性气体可视化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆动态参数α本征值蒙卡计算方法研究

反应堆动态参数α本征值蒙卡计算方法研究

引用

第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：李泽光李天涯王侃余纲林清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

反应堆动态参数α本征值，是反应堆物理中的一个重要参量，它描述了瞬发中子随时间的变化情况，在反应堆次临界和临界研究中有着重要的意义。对于复杂系统的α本征值计算，目前较常用的方法是利用蒙卡程序对k本征值进行模拟，利用(k,α... 详细信息

反应堆动态参数α本征值，是反应堆物理中的一个重要参量，它描述了瞬发中子随时间的变化情况，在反应堆次临界和临界研究中有着重要的意义。对于复杂系统的α本征值计算，目前较常用的方法是利用蒙卡程序对k本征值进行模拟，利用(k,α)回归法对α本征值进行计算，这种算法也被MCNP4C 所采用。该方法可对超临界和次临界度不深的系统的α本征值进行较好的模拟，但由于算法限制条件的问题，对深次临界问题不能给出模拟结果。本文提出了利用蒙卡瞬态程序TMCC计算α本征值的衰变曲线拟合算法，有效解决了计算α本征值相应本征分布的难点，利用超临界和浅次临界问题对MCNP和TMCC的计算结果进行了验证。在此基础上，利用实验测得的深次临界问题的α本征值结果，对TMCC的计算结果进行了验证。结果显示，衰减曲线拟合法可以有效的计算反应堆α本征值，并可以在深度次临界情况下给出准确的计算结果。

关键词：反应堆 α本征值蒙特卡罗模拟 MCNP算法衰减曲线拟合法

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：