检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核学会核材料分会2007年度学术交流会

作者：蒋有荣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

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不... 详细信息

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不锈钢和镍基合金,不锈钢可以考虑 SUS316、SUS310S 以及改进型奥氏体钢,镍基合金可以考虑 Inconel600及 Inconel690。

关键词：超临界压水堆包壳材料评价

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水平直肋管充分发展层流自然对流换热的数值分析

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科技视界 2016年第14期 7-9页

作者：张倬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610213

本文建立了水平直肋管层流自然对流换热的数学模型。通过对模型化简,导出无量纲控制方程,利用Simpler算法以及均分网格,对该问题进行求解,并进行了流场与温度场的数值模拟,分析了阻力系数和平均Nusselt数随Ra数变化曲线。与相关文献中... 详细信息

本文建立了水平直肋管层流自然对流换热的数学模型。通过对模型化简,导出无量纲控制方程,利用Simpler算法以及均分网格,对该问题进行求解,并进行了流场与温度场的数值模拟,分析了阻力系数和平均Nusselt数随Ra数变化曲线。与相关文献中的实验结果对比符合良好。

关键词：水平直肋管 Simpler 自然对流数值模拟

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反应堆压力容器60年设计寿命研究

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压力容器 2013年第4期30卷 18-22,50页

作者：邱天罗英马姝丽周高斌中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610041

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进... 详细信息

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。

关键词：反应堆压力容器 60年设计寿命材料结构设计在役监督

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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作,对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析,介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORIGEN2程序的计算模型,以及其它相关计算模型。

关键词：秦山第二核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算 OR(?)GEN2

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CNFM系统的核电站运行支持功能开发

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中国核电 2023年第1期16卷 142-145页

作者：谢运利刘琨陈长周代杰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

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在... 详细信息

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在线监测系统,基于此系统的一些堆芯分析方法不再适用,另外第三代核电站在堆芯分析及运行管理方面也提出了新的需求,为此CNFM系统开发了一些辅助运行支持功能,集成了电站以往需要独立开展的运行操作。由于实时和大量的实测数据支持,运行支持功能的计算方法相对传统的方法有所改进,部分功能弥补了传统电站不具备的计算能力。系统部分运行支持功能已应用于电站,后续将持续进行优化和推广,助力电站运行分析的智能化,提高运行的决策能力。

关键词：华龙一号在线监测核电站运行负荷跟踪反应性计划

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模块式小型堆ACP100二回路给水泵配置分析

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科技视界 2017年第13期 9-10页

作者：梁铁波严思伟黎春梅任云曾畅王亮郝承明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

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配... 详细信息

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配置方式进了分析,并与M310机组及在建的三代核电AP1000、EPR1000机组的给水泵配置进行对比分析。通过分析,为我国后续模块式小型核电机组的常规岛给水系统设计提供借鉴和参考。

关键词：模块式小型堆主给水给水泵二回路

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自给能中子探测器在反应堆中子测量中的应用研究

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科技视界 2021年第7期 131-134页

作者：杨戴博李昆韦文彬李丹夏源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

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头... 详细信息

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头材料选取,重点分析了铑SPND的响应机理和延迟修正方法,并对不同延迟修正方法的效果进行了对比。文章的研究对于SPND的理论机理分析和实际工程应用都具有一定的意义。

关键词：自给能中子探测器堆芯中子注量率响应机理延迟修正

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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

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中国核电 2008年第3期1卷 212-215页

作者：李冬生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

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。

关键词：先进压水堆燃料组件堆芯装载

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镀铬在反应堆结构中的应用研究

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科技视界 2014年第13期 64-65页

作者：陈训刚夏欣赵伟李浩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

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬... 详细信息

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬在反应堆中的应用是安全的,可以在反应堆的结构中推广应用。

关键词：镀铬反应堆结构应用

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“华龙一号”主管道和波动管LBB设计

“华龙一号”主管道和波动管LBB设计

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中国核学会2019年学术年会

作者：孙英学吴万军谢海刘文进郑连纲何风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

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术,研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程,包括:LBB技... 详细信息

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术,研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程,包括:LBB技术实施先决条件评估、系统力学分析、分析位置的选取及裂纹的假设、疲劳裂纹扩展分析、泄漏率计算程序的编制及验证、贯穿裂纹泄漏率计算、裂纹稳定性分析等,突破了技术难度和软件禁售,研究和掌握了LBB技术并应用于"华龙一号"的主管道和波动管设计,达到了三代核电的技术要求。

关键词： "华龙一号" LBB 主管道波动管

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