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“创新——核科学技术发展的不竭源泉”——中国核学会2009年学术年会

作者：王庆田许斌何大明李燕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

吊篮筒体是核反应堆堆内构件的重要组成部分,设计公差与间隙要求苛刻。本文首先分析了筒体类设备焊接变形产生的原因,并针对这些原因,提出了具体的控制措施。然后结合秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件3号堆吊篮筒体在制造过程中出现... 详细信息

吊篮筒体是核反应堆堆内构件的重要组成部分,设计公差与间隙要求苛刻。本文首先分析了筒体类设备焊接变形产生的原因,并针对这些原因,提出了具体的控制措施。然后结合秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件3号堆吊篮筒体在制造过程中出现的严重焊接变形,把防变形控制策略用于改进4号堆吊篮筒体的焊接,焊接结果满足设计要求。

关键词：核电筒体类设备焊接变形分析与控制

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秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件钴基合金堆焊工艺改进

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金属加工（热加工） 2010年第4期 61-64页

作者：王庆田许斌何大明李燕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四川成都610041

首先讨论钴基合金堆焊容易出现冷、热裂纹的原因,然后从冶金以及工艺方面分析探讨了提高熔敷率、降低稀释率(冲淡率)以及防止堆焊冷、热裂纹的可行性措施。对堆焊层进行金相检验及硬度测量,结果满足秦山二期扩建工程钴基合金堆焊的设计... 详细信息

首先讨论钴基合金堆焊容易出现冷、热裂纹的原因,然后从冶金以及工艺方面分析探讨了提高熔敷率、降低稀释率(冲淡率)以及防止堆焊冷、热裂纹的可行性措施。对堆焊层进行金相检验及硬度测量,结果满足秦山二期扩建工程钴基合金堆焊的设计要求。

关键词：二期扩建工程堆焊工艺钴基合金堆内构件秦山反应堆核电合金堆焊

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线性源近似特征线方法及程序开发

线性源近似特征线方法及程序开发

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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：柴晓明姚栋王侃于颖锐汪量子宫兆虎黄世恩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 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四川成都610041 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四川成都610041 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 清华大学工程物理系北京100084

特征线方法可以求解任意几何结构的中子输运问题，但是其需要耗费大量的存储空间和计算时间，为了解决这个问题，本文提出了一种在网格内部采用线性源分布的特征线方法，并且编写了线性源特征线方法程序TCM_L。数值计算结果表明，线性... 详细信息

特征线方法可以求解任意几何结构的中子输运问题，但是其需要耗费大量的存储空间和计算时间，为了解决这个问题，本文提出了一种在网格内部采用线性源分布的特征线方法，并且编写了线性源特征线方法程序TCM_L。数值计算结果表明，线性源特征线方法的计算精度高于平源特征线方法和简化线性特征线格式SLC;使用大网格计算的线性源特征线方法在保证计算精度的同时可以节省大量的存储空间和计算时间。

关键词：中子输运方程特征线方法平源近似线性源近似大网格计算

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装备可压缩短管限制器的管道甩击动力分析研究

装备可压缩短管限制器的管道甩击动力分析研究

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：袁锋张毅雄王伟艾红雷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省成都市610041

根据RCC-P规范要求,必须防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏,在管道破口位置装备可压缩不锈钢短管限制器是防止高能管道甩动的一种常见有效方法.文章用ANSYS软件,采用非线性瞬态动力分析方法,对装备可压缩短管限制... 详细信息

根据RCC-P规范要求,必须防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏,在管道破口位置装备可压缩不锈钢短管限制器是防止高能管道甩动的一种常见有效方法.文章用ANSYS软件,采用非线性瞬态动力分析方法,对装备可压缩短管限制器的管道进行甩击动力分析并与专用管道甩击分析程序MOTUS软件采用能量平衡法分析的结果进行了对比.结果表明:对于相同的简化分析对象,两种分析方法计算结果一致.相对于MOTUS程序对分析对象进行多方面简化和大量保守性假设而言,ANSYS程序能更真实的模拟甩击过程,同时ANSYS软件具有良好的通用性,能够对MOTUS程序不能处理的特殊或复杂管道系统甩击行为进行综合分析。

关键词：核电厂可压缩短管限制器管道甩击 MOTUS程序非线性动力分析

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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

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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

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共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究

共振自屏计算的子群法与共振干涉效应研究

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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：黄世恩王侃姚栋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四川成都610041 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四川成都610041

本文工作为子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算研究，并编制了SGMOC共振计算程序。该程序采用WIMSD格式的多群数据库。数值验证表明，SGMOC程序的计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好，具有较高的计算精度与几何通用性。以SGMOC... 详细信息

本文工作为子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算研究，并编制了SGMOC共振计算程序。该程序采用WIMSD格式的多群数据库。数值验证表明，SGMOC程序的计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好，具有较高的计算精度与几何通用性。以SGMOC程序为基础，研究了子群法共振干涉效应修正计算的两种方法。其中，条件概率法对UO2燃料栅元kinf计算的修正约为30～180pcm;借助NJOY程序的方法对UO2燃料栅元kinf计算的修正约为20～130pcm，对MOX燃料栅元的修正约为10～40pcm。

关键词：子群法特征线法共振自屏计算 SGMOC程序共振干涉效应条件概率

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龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解

龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解

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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：赵文博姚栋王侃胡永明清华大学工程物理系 100084 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核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都 610041 清华大学工程物理系 100084 清华大学核研院 100084

本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN，开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式（BD）和对角线隐式龙格库塔格式（DIRK），并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较，1）DIRK格式相... 详细信息

本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN，开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式（BD）和对角线隐式龙格库塔格式（DIRK），并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较，1）DIRK格式相比BD格式优势明显;2）DIRK格式对空间计算的精度要求更高。

关键词：时空动力学节块格林函数法向后差分龙格库塔 TNGFM程序

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一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究

一类基于近似求解节块内扩散方程的功率重构方法研究

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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：赵文博胡永明王侃姚栋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重点实验室成都610041 清华大学核研院北京 100084 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重点实验室成都 610041

利用基于第二类边界条件的节块格林函数方法的计算结果，从近似求解节块内扩散方程的原理出发，通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目，得到了一系列功率重构方法。计算了IAEA和BIBLIS基准题，通过与CITATION细网程序... 详细信息

利用基于第二类边界条件的节块格林函数方法的计算结果，从近似求解节块内扩散方程的原理出发，通过选取不同的双曲函数族、边界条件和勒让德多项式数目，得到了一系列功率重构方法。计算了IAEA和BIBLIS基准题，通过与CITATION细网程序计算结果比较，选出了结果较好的三种方法，并对造成偏差的原因进行了分析。

关键词：功率重构节块格林函数扩散方程近似求解

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反应堆压力容器的密封分析技术

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核动力工程 2009年第3期30卷 4-6页

作者：郑连纲张丽屏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成都610041

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合... 详细信息

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟。该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等不足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面。该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析。

关键词：压力容器密封性能分析方法

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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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