检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2021年第3期41卷 491-499页

作者：龚禾林陈长赵文博彭星杰李庆于颖锐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四川成都610041

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对... 详细信息

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。

关键词： CORCA-PIN CORCA-NOISE SP_(3) 中子噪声有限元

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连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额计算

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核科学与工程 2018年第1期38卷 40-48页

作者：彭钢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四川成都610041

缓发中子有效份额是反应堆物理计算的一项重要参数,本文开展了基于连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额的计算模型研究,主要物理模型有:瞬发法、能谱替换法、缓发中子有效记录法、直接法、迭代裂变概率法等几种方法。验证工作... 详细信息

缓发中子有效份额是反应堆物理计算的一项重要参数,本文开展了基于连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额的计算模型研究,主要物理模型有:瞬发法、能谱替换法、缓发中子有效记录法、直接法、迭代裂变概率法等几种方法。验证工作在多个基准题、高通量工程试验堆和核电站堆芯上完成,从结果看来,基于迭代裂变概率的缓发中子理论模型和实验结果符合得比较好,其他几种方法的精确度各不相同。另外,还得到了基于六组缓发中子有效份额、多核素和多栅元的缓发中子有效份额分布计算结果,给出了基于全堆芯细致分布的缓发中子有效份额分布。从方法上克服了原来确定论计算中,由于采用均匀化方法而不能给出按核素和栅元分布的不足。

关键词：连续能量蒙卡共轭加权缓发中子有效份额

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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 641-644页

作者：郑斌孙英学臧峰刚卢岳川杨宇郑连纲邹鸣中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四川成都610041

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 详细信息

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估。分析结果满足规范要求。

关键词：缺陷反应堆压力容器断裂力学

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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 618-621页

作者：臧峰刚王伟刘文进张毅雄曾忠秀杨凯邹鸣中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四川成都610041

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对... 详细信息

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价。评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效。

关键词：热(微)裂纹管道焊缝疲劳

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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 645-647页

作者：郑连纲杨宇臧峰刚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四川成都610041

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生... 详细信息

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。

关键词：反应堆压力容器蒸汽发生器不符合项

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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 652-655页

作者：杜娟孙英学卢岳川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四川成都610041

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 详细信息

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。

关键词：反应堆压力容器 60a设计寿命力学性能

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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 648-651页

作者：卢岳川吴万军臧峰刚孙英学刘文进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四川成都610041

2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。

关键词：泄漏分析评估

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支承间隙对辅助管道地震分析的影响

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 597-601页

作者：吴万军刘文进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四川成都610041

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分... 详细信息

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响。结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响。

关键词：辅助管道地震分析支承间隙

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核动力装置的设计过程能力研究

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核动力工程 2008年第S1期29卷 18-21页

作者：许川王艳霞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四川成都610041

通过对设计过程能力的基本概念的理解,分析了设计过程能力的影响因素和各影响因素的组成内容,并尝试建立了设计过程能力的动态管理系统和设计过程能力的评价模型,从而分析影响核动力装置设计质量的主要原因和对策,明确了下一步工作的重点。

关键词：核动力装置设计过程能力评价

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管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 397-400页

作者：艾红雷刘文进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四川成都610041

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作。主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论。

关键词：地震分析管道数值计算

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