检索结果-内蒙古大学图书馆

我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO2堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,135Xe、136Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

关键词： MOX 衰变热裂变产物积存量乏燃料水池热负荷

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用冲击响应谱合成人工加速度时程的方法

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核动力工程 2009年第S1期30卷 70-71页

作者：吴万军刘文进张毅雄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

采用地震响应谱合成人工随机加速度时程的方法,根据冲击过程的特点探讨将冲击响应谱合成为人工随机加速度时程方法。对人工随机加速时程与冲击响应谱进行比较的结果表明,这种方法合成的人工随机加速度时程与冲击响应谱具有很好相容性。

关键词：冲击响应谱人工加速度时程

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秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

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核动力工程 2009年第S1期30卷 44-47页

作者：肖鹏许东芳冯威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

秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明... 详细信息

秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态。如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的。否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用。

关键词：秦山核电厂反应堆保护系统安全性经济性

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CFD方法在棒束定位格架热工水力分析中的应用研究

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核动力工程 2009年第S1期30卷 34-38页

作者：陈畏葓张虹朱力熊万玉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

利用UG、CFX程序和计算流体力学(CFD)方法对AFA-2G组件5×5棒束定位格架进行了几何建模和通道内单相水三维流场数值模拟,包括特定流速下流场的定性和定量分析、不同流速下的阻力特性分析等。将分析结果与相应试验结果进行了比较,结... 详细信息

利用UG、CFX程序和计算流体力学(CFD)方法对AFA-2G组件5×5棒束定位格架进行了几何建模和通道内单相水三维流场数值模拟,包括特定流速下流场的定性和定量分析、不同流速下的阻力特性分析等。将分析结果与相应试验结果进行了比较,结果表明:采用合理的结构简化、恰当的物理模型和数值求解算法,CFX程序能较好地模拟棒束定位格架通道内的单相水三维流场,其模拟结果与试验结果符合较好。

关键词： CFD方法棒束定位格架热工水力性能分析应用研究

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SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算程序系统CASIR的开发

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核动力工程 2013年第1期34卷 87-91页

作者：马永强柴晓明王育威潘俊杰安萍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

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯冷却剂密度沿轴向变化剧烈的特点,开发用于SCWR堆芯稳态物理-热工水力耦合计算的程序系统CASIR。CASIR由改进的压水堆堆芯中子学计算程序和适用于SCWR燃料组件计算的子通道热工-水力程序组成,具备调整堆芯下腔室入口流量分配的功能。针对CSR1000双流程的SCWR首循环堆芯,通过与蒙特卡罗程序对比寿期初时刻计算结果的方式,初步验证CASIR计算SCWR堆芯中子学问题的准确性;通过SCWR堆芯燃耗模拟,以及调整堆芯流量分布使得最大包壳表面温度(MCST)满足设计限值的测试,表明CASIR满足SCWR堆芯设计的要求,可应用于方形燃料组件的SCWR堆芯概念设计。

关键词：超临界水冷反应堆稳态物理-热工水力耦合概念设计 CASIR

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含环向贯穿裂纹管道断裂力学工程方法影响函数的计算研究

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核动力工程 2009年第2期30卷 27-29,89页

作者：郑斌卢岳川臧峰刚孙英学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

为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响函数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的... 详细信息

为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响函数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的计算方法。为了验证该方法,将计算的h2值与EPRI已有的h2值进行比较;将基于计算的h2值所求得的COD结果与管道裂纹评定程序(PICEP)中工程实例的COD结果进行比较。结果表明,计算的h2值、COD结果均与参考值吻合良好,证明了本文h2值计算方法的正确性。

关键词：断裂力学有限元影响函数

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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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岭澳二期反应堆控制系统数字化技术应用及其工程适应性研究

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核动力工程 2009年第1期30卷 82-85页

作者：刘炯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

反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计... 详细信息

反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计特点和适应性研究的成果。

关键词：核电厂数字化技术反应堆控制系统人-机接口

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超临界核电厂汽轮机和热力系统的研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 75-77,96页

作者：黄学孔马爱萍孙奇隋海明杨洪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

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适... 详细信息

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适应机组滑压启动要求。本文对超临界核电机组的汽轮机设计和热力系统的总体方案进行了详细介绍。

关键词：超临界核电机组汽轮机组热力系统启停系统

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