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第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：姜乃斌赵华柳军刘成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四川成都 610041 重庆大学资源及环境科学学院工程力学系重庆 400044

在LBB方法的工程应用中,含裂纹管道的断裂力学分析工作是其中的关键技术之一.由于无网格法在解决断裂和裂纹扩展等工程问题的独特优势,本工作使用一种先进的有限元和无网格耦合方法进行含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析,以探索一种新... 详细信息

在LBB方法的工程应用中,含裂纹管道的断裂力学分析工作是其中的关键技术之一.由于无网格法在解决断裂和裂纹扩展等工程问题的独特优势,本工作使用一种先进的有限元和无网格耦合方法进行含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析,以探索一种新的含裂纹管道的工程分析方法.有限元无网格局部彼得罗夫伽辽金耦合方法采用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,既保证两种区域在交界面上的连续性要求,同时也充分地利用了有限元方法计算效率高、无网格方法计算精度高的优势.用该耦合方法计算了直管环向贯穿裂纹应力强度因子,得到的结果与有限元计算软件ABAQUS的结果一致,验证了该方法的正确性、可行性和有效性.

关键词：核电站含裂纹管道贯穿裂纹无网格方法耦合方法应力强度因子

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核电厂风险指引管理研究

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核动力工程 2007年第1期28卷 94-98页

作者：王朝贵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

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险... 详细信息

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险指引决策对概率安全评价(PSA)的要求,并对我国核电厂采用风险指引管理提出了建议。

关键词：风险指引管理概率安全评价核电厂

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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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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

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核动力工程 2007年第3期28卷 87-89页

作者：刘文进毛庆曾忠秀秦余新张毅雄王伟吴万军杨凯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

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料... 详细信息

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。

关键词：测量结果小支管振动振动测量

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蒙特卡罗算法并行计算研究

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核动力工程 2007年第4期28卷 20-24页

作者：王家翀许川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 中国核动力研究设计院成都610041

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优... 详细信息

采用蒙特卡罗(MC)计算方法,进行核反应粒子输运计算,是业内近十几年发展起来的一种有相对优势的计算方法。本文针对并行计算过程中数据初始化、计算任务分配、计算结果归约、计算结果一致性、程序功能一致性等关键问题进行了多种算法优劣的比较以及程序实现过程中的难点进行了分析,最终给出了测试结果和研究结论。结果表明,MC算法在粒子输运计算过程中有着相当好的计算效率。

关键词：蒙特卡罗算法并行计算计算效率

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反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

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核动力工程 2007年第3期28卷 22-26页

作者：贺慧宁罗毓珊王海军毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 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

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、... 详细信息

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

关键词：反应堆冷却剂系统横向射流流速比数值模拟 CFX

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反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化

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动力工程 2007年第2期27卷 223-226页

作者：杨胜罗毓珊王海军陈听宽毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安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

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布... 详细信息

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义。传热试验结果对反应堆安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为反应堆结构设计提供依据。

关键词：工程热物理流动可视化射流流速比穿透深度

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中国先进研究堆功率调节系统的仿真研究及优化设计

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核动力工程 2007年第5期28卷 104-108页

作者：董化平张建民曾海金华晋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 西安交通大学 710049 中国原子能科学研究院北京102413

基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影... 详细信息

基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影响。综合考虑CARR系统的工艺要求和功率控制系统的功能及特点,得到了数字控制器的整定参数和控制棒驱动机构的稳定限值:数字控制器的采样周期T=100ms,比例增益KP=300;控制棒位移精度的稳定限值为0.4mm,电磁线圈和衔铁的稳定限值为6.0mm。

关键词：中国先进研究堆数字化功率调节系统瞬态仿真 SimPort仿真优化设计

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三维中子输运方程的非结构网格离散纵标数值解法

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西安交通大学学报 2007年第3期41卷 363-366页

作者：巨海涛吴宏春姚栋咸春宇西安交通大学能源与动力工程学院西安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

从一阶三维中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标方法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,从而避免了二阶方程由于分母上存在截面,不能准确描述内含真空介质的问题.对这些关于空间变量的方程采用最小二乘有限元方法进行离散,... 详细信息

从一阶三维中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标方法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,从而避免了二阶方程由于分母上存在截面,不能准确描述内含真空介质的问题.对这些关于空间变量的方程采用最小二乘有限元方法进行离散,形成的刚度矩阵是对称的,因此可以采用快速迭代方法求解.据此编制了三维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序,并采用三棱柱元素和四面体元素剖分对一系列基准问题做了验算.计算结果表明,该方法能用于非结构网格,并具有较高的计算精度,对多数问题,有效增值系数的误差都小于0.3%,通量误差都小于3.0%.

关键词：离散纵标方法最小二乘有限元非结构网格

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核能海水淡化厂控制棒驱动机构及控制系统的技术研究

核能海水淡化厂控制棒驱动机构及控制系统的技术研究

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中国核学会2007年学术年会

作者：孙林宋丹戎丁晓亭彭航中国核动力院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室

反应堆控制棒驱动机构是反应堆上唯一运动设备,是反应堆反应性控制与调节系统的执行机构,它的可靠性和安全性直接影响到反应堆启动、调节功率、维持功率、停堆和事故工况下安全停堆功能。核能海水淡化厂拟采用一种新型"外驱动磁力... 详细信息

反应堆控制棒驱动机构是反应堆上唯一运动设备,是反应堆反应性控制与调节系统的执行机构,它的可靠性和安全性直接影响到反应堆启动、调节功率、维持功率、停堆和事故工况下安全停堆功能。核能海水淡化厂拟采用一种新型"外驱动磁力吸拉型驱功机构"作为海水淡化堆控制捧驱动机构的设计方案。本文主要介绍了该产品的结构、性能及设计方案,重点介绍了设计方面的关键技术, 试验研究以及技术特点。

关键词：核能海水淡化控制棒驱动机构反应堆

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