检索结果-内蒙古大学图书馆

第十一届中西南十省(区、市)焊接学术年会

作者：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

本文以某核电站CRDM耐压壳Ω焊接为例，应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程，并计算出焊接后残余应力的分布，绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究，掌握了焊接残余应力的分析技术，达到了研究目的。

关键词：压力容器结构焊接焊缝应力有限元分析

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900MW压水堆核电厂稳压器筒体成形工艺评定研究

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压力容器 2013年第7期30卷 77-80,46页

作者：邓丰何劲松李焕鸣黄燕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

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,... 详细信息

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,确定了成形工艺评定方案和评定过程中的检验和试验,并对评定试验的检验和试验结果进行了初步统计和分析。试验结果表明:按既定工艺成形后的筒体质量满足规范要求;对于使用低合金钢制造的稳压器筒体的成形工艺进行评定是十分必要地。

关键词：压水堆稳压器筒体成形工艺评定

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应用ANSYS程序计算失稳初探

应用ANSYS程序计算失稳初探

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：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成都610041

在工程计算中,会经常遇到失稳计算,对于一些标准的结构(如圆筒)可采用理论公式进行计算,而对非标准或结构较为复杂的结构,就不太可能应用理论进行计算,因此,需应用有限元程序进行计算.失稳计算的目的是求得最小失稳载荷,而目前使用的通... 详细信息

在工程计算中,会经常遇到失稳计算,对于一些标准的结构(如圆筒)可采用理论公式进行计算,而对非标准或结构较为复杂的结构,就不太可能应用理论进行计算,因此,需应用有限元程序进行计算.失稳计算的目的是求得最小失稳载荷,而目前使用的通用有限元程序ANSYS没有直接的失稳分析模块,因此只有通过曲屈分析,转而进行失稳分析.

关键词： ANSYS程序失稳计算失稳载荷曲屈分析有限元分析结构力学反应堆

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蒙特卡罗方法在核反应堆研究设计中的应用

蒙特卡罗方法在核反应堆研究设计中的应用

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第十届全国蒙特卡罗方法及其应用学术会议

作者：姚栋于颖锐汪量子安萍胡建军涂晓兰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

随着核动力技术的发展，不断开展新型反应堆的研究，反应堆的燃料形式和堆芯布置都较为复杂，由于蒙特卡罗(MC)方法具有强大的几何处理能力和较高的计算精确度，它是模拟分析这些复杂堆芯的有效手段。本文介绍了MC方法在反应堆燃料栅格... 详细信息

随着核动力技术的发展，不断开展新型反应堆的研究，反应堆的燃料形式和堆芯布置都较为复杂，由于蒙特卡罗(MC)方法具有强大的几何处理能力和较高的计算精确度，它是模拟分析这些复杂堆芯的有效手段。本文介绍了MC方法在反应堆燃料栅格中子能谱、压力容器快中子注量计算中的应用。以及基于MC方法开发的溶液堆堆芯分析程序、超临界水冷堆燃料栅格和堆芯中子学和热工水力耦合计算程序以及球床燃料堆芯分析程序的思路。最后提出了需要进一步开展的研究工作。

关键词：核反应堆蒙特卡罗方法堆芯设计程序堆芯分析方法

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压水堆核电站堆芯换料设计

压水堆核电站堆芯换料设计

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第三届中国核学会省市区“三核”论坛

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成都610041

中国核动力院目前已经完成的大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第二核电厂共六个机组30次堆芯换料设计项目,均满足技术服务合同的要求。控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数、微分硼价值等设计预计值与实测值符合良好,满足国际公认的验... 详细信息

中国核动力院目前已经完成的大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第二核电厂共六个机组30次堆芯换料设计项目,均满足技术服务合同的要求。控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数、微分硼价值等设计预计值与实测值符合良好,满足国际公认的验收准则。反应堆启动物理试验和运行状况表明,设计是成功的、先进的。本文介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所使用的计算机软件，并给出了一个反应堆启动物理试验实测值与设计预计值比较的实例。

关键词：核电站堆芯换料反应堆

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基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究

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电子技术应用 2024年第S01期50卷 236-242页

作者：袁艳丽冯志鹏叶献辉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

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析... 详细信息

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究,通过单因素方差分析(ANOVA)获取输入参数对输出参数的重要度排序,通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持,相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

关键词：反应堆冷却剂系统地震响应敏感性分析

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SCWR双排六边形燃料组件物理性能分析

SCWR双排六边形燃料组件物理性能分析

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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：王连杰秦冬李庆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

重点考虑组件的均匀慢化和充分慢化性能，兼顾组件的结构和热工性能，提出了SCWR双排六边形燃料组件概念设计方案。采用MCNP程序，在考虑物理热工耦合影响的基础上，计算分析了双排六边形燃料组件的局部功率峰值因子和无限增殖系数。基... 详细信息

重点考虑组件的均匀慢化和充分慢化性能，兼顾组件的结构和热工性能，提出了SCWR双排六边形燃料组件概念设计方案。采用MCNP程序，在考虑物理热工耦合影响的基础上，计算分析了双排六边形燃料组件的局部功率峰值因子和无限增殖系数。基于优化的双排六边形燃料组件形式，选取可接受的组件结构材料及尺寸，考虑定位材料和控制棒导向管等因素的影响，评价了其物理性能。研究表明，双排六边形燃料组件概念能在均匀慢化和充分慢化之间达到较好的平衡，组件内所有燃料棒采用同一种燃料成分且不含可燃毒物，即可实现局部功率峰值因子小于1.10的设计目标。

关键词：超临界水冷堆燃料组件双排六边形物理性能功率峰值因子

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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和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

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成都610041

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... 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ORJGEN2程序的计算模型，以及其它相关计算模型。

关键词：核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算安全壳压水堆计算模型

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基于RSE-M规范的压力容器在役断裂力学分析评定

基于RSE-M规范的压力容器在役断裂力学分析评定

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第十七届全国反应堆结构力学会议

作者：谢海中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家级重点实验室

反应堆压力容器(RPV)和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界,是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。本文根据在役检查规范RSE-M对某核电站RPV堆焊层缺陷进行疲劳裂纹扩展计算分析。本文以10年为一个周期并考虑瞬态组合,给出了10... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界,是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。本文根据在役检查规范RSE-M对某核电站RPV堆焊层缺陷进行疲劳裂纹扩展计算分析。本文以10年为一个周期并考虑瞬态组合,给出了10、20、30、40年末裂纹扩展的长度。针对寿期末最终裂纹,本文根据RSE-M规范计算裂纹的修正应力强度因子KCP和J积分等断裂参量,并进行断裂力学评定。分析结果表明,寿期末的裂纹在各类工况下的计算结果均满足RSE-M规范要求,满足含缺陷结构继续服役的评定准则,无需修复。本文对在役压力容器断裂力学评定和压力容器老化分析等有一定的借鉴意义。

关键词：反应堆压力容器疲劳裂纹扩展 RSE-M 断裂力学

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核能产氢用先进高温反应堆技术初探

核能产氢用先进高温反应堆技术初探

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：赵伟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

从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,... 详细信息

从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,对如何开展先进高温反应堆技术研究与开发提出一些建议。

关键词：高温反应堆核能产氢冷却剂堆芯余热导出

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