检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2007年第1期28卷 94-98页

作者：王朝贵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

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险... 详细信息

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险指引决策对概率安全评价(PSA)的要求,并对我国核电厂采用风险指引管理提出了建议。

关键词：风险指引管理概率安全评价核电厂

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铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

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核动力工程 2007年第3期28卷 68-71,112页

作者：王连杰姚栋陈炳德中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参... 详细信息

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好。

关键词：铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发验证

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反应堆压力容器老化敏感性分析方法

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核动力工程 2007年第5期28卷 87-90页

作者：杨宇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

结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。

关键词：反应堆压力容器老化机理老化分析

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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

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核动力工程 2007年第3期28卷 87-89页

作者：刘文进毛庆曾忠秀秦余新张毅雄王伟吴万军杨凯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

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料... 详细信息

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。

关键词：测量结果小支管振动振动测量

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压水堆结构设计中应注意的问题

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核动力工程 2007年第5期28卷 1-4,9页

作者：段远刚许川唐传宝中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并... 详细信息

根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并确保反应堆安全运行。

关键词：压水堆结构设计结构完整性评价

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蒙特卡罗算法并行计算研究

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核动力工程 2007年第4期28卷 20-24页

作者：王家翀许川姚栋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 中国核动力研究设计院成都610041

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优... 详细信息

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优劣的比较以及程序实现过程中的难点进行了分析,最终给出了测试结果和研究结论。结果表明,MC算法在粒子输运计算过程中有着相当好的计算效率。

关键词：蒙特卡罗算法并行计算计算效率

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一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

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核动力工程 2007年第6期28卷 80-83页

作者：沈瑾江光明唐钢余红星中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非... 详细信息

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。

关键词：一体化先进堆非能动余热排出系统全厂断电事故

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围板连接螺栓的辐照促进应力腐蚀裂纹研究

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核动力工程 2007年第2期28卷 62-65页

作者：段远刚许斌唐传宝中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室成都610041

在压水堆(PWR)中,堆芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域。当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹... 详细信息

在压水堆(PWR)中,堆芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域。当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹(IASCC)随之发生。使用高纯度材料、控制水质和改进连接结构可以有效地减缓围板螺栓辐照促进应力腐蚀裂纹的产生。

关键词：压水堆围板螺栓辐照应力腐蚀裂纹

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反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

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核动力工程 2007年第3期28卷 22-26页

作者：贺慧宁罗毓珊王海军毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 710049 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

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、... 详细信息

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

关键词：反应堆冷却剂系统横向射流流速比数值模拟 CFX

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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

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核动力工程 2007年第6期28卷 112-116页

作者：侯东林萌许志红杨燕华陈智上海交通大学核科学与工程学院 200240 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 详细信息

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。

关键词： Simulink程序 RELAP5程序程序耦合核电站控制与保护系统核电站仿真

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