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检索条件"机构=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"
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铀氢锆动力燃料元件瞬发负温度系数分析
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核动力工程 2008年 第5期29卷 25-28页
作者: 王连杰 姚栋 陈炳德 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
分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢... 详细信息
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发生落棒事故时的PCI研究
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核动力工程 2006年 第5期27卷 65-69页
作者: 刘彤 张林 沈才芬 肖忠 吕华权 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
反应堆发生落棒事故时,燃料芯块与包壳的相互作用瞬间增强,易造成燃料棒破损,从而影响核电站的正常运行。本文介绍了反应堆II类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用的机理和定量分析方法,并针对大亚湾核电站18个月换料的燃料管理方案进行... 详细信息
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CNP1500芯燃料管理设计
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核动力工程 2006年 第4期27卷 1-4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重点实验室 成都610041
CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水核电站。反应堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成;芯冷态活性段高度为426.7cm;等效直径为347.0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179.5W/cm。计算结果表明,平衡循环芯... 详细信息
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一体化先进压水小型核电站芯燃料管理设计
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核动力工程 2008年 第2期29卷 39-42页
作者: 彭钢 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重点实验室 成都610041
采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的芯。选择合理的平衡循环芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。芯采用低... 详细信息
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不锈钢包壳管蠕变坍塌临界时间计算
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核动力工程 2004年 第6期25卷 514-516页
作者: 田盛 肖忠 雷涛 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
压水燃料相关组件棒在内使用寿期中,不得发生蠕变坍塌以保证包壳结构完整性。这些棒通常使用不锈钢包壳。运用假想夹层分析理论,导出了一个较为简便的不锈钢包壳在通常工作环境下蠕变坍塌临界时间的计算公式。
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压水结构设计中应注意的问题
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核动力工程 2007年 第5期28卷 1-4,9页
作者: 段远刚 许川 唐传宝 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
根据工程经验,在压水结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及内构件的功能准则和结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并... 详细信息
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燃料组件板弹簧压紧系统非线性特征数值研究
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核动力工程 2015年 第S2期36卷 87-89页
作者: 蒲曾坪 张吉斌 齐敏 茹俊 张林 庞华 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
燃料组件压紧系统核反应堆燃料组件的重要部件,其性能影响到燃料组件的完整性乃至安全性。本文研究了板弹簧压紧系统运行过程中的非线性特点,并逐项给出了模拟措施,实现了板弹簧压紧系统非线性特征的数值模拟;并通过实测数据对数值模... 详细信息
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核辅助管道甩击及防甩支架力学分析
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核动力工程 2013年 第6期34卷 40-42页
作者: 袁锋 吕勇波 艾红雷 袁艳丽 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
根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施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。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破... 详细信息
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瞬态中子输运计算程序的研制
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核动力工程 2006年 第3期27卷 11-15,31页
作者: 吴宏春 刘启伟 姚栋 西安交通大学 710049 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
开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行... 详细信息
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一体化先进全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析
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核动力工程 2007年 第6期28卷 80-83页
作者: 沈瑾 江光明 唐钢 余红星 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(NPIC)设计中国一体化先进(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该全厂断电事故后芯核功率、芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非... 详细信息
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