检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第S1期30卷 23-27页

作者：李峰张渝江光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成都610041

利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种... 详细信息

利用经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)压水堆堆芯弹棒瞬态基准题对RELAP5-TDNK进行了验证。使用RELAP5-TDNK建立了弹棒基准题模型,分析了两种弹棒问题,对程序的数据交换能力、耦合方法和瞬态事故分析能力进行了检验。与国际上多种程序进行比较,结果表明:RELAP5-TDNK程序模拟结果较好,能够分析事故或瞬态过程中堆芯内局部功率和热工参数的相互作用,具有分析强反馈现象的能力。

关键词： RELAP5-TDNK 弹棒事故耦合程序

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设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析

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核动力工程 2009年第3期30卷 1-3,12页

作者：孙英学杜娟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

通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究了设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响。研究结果表明,按60a寿命设计的反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求。

关键词：反应堆压力容器设计瞬态疲劳损伤

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超临界六角形双排燃料组件性能分析

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核动力工程 2013年第1期34卷 31-34页

作者：安萍王连杰潘俊杰芦韡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

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能... 详细信息

利用物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)分析2种六角形双排超临界燃料组件,充分考虑了超临界水冷堆(SCWR)中冷却剂、慢化剂轴向温度、密度的剧烈变化和功率分布的相互影响。计算结果表明,双排六角形组件具有均匀慢化和充分慢化性能,文中提出的D6-1型组件在仅采用一种燃料成分、不添加可燃毒物的情形下,其径向功率峰值因子低于1.10。另外,研究表明,由于组件间隙具有较大热周和较小流通面积,需要在实际工程应用中增加隔热涂层以降低组件外盒壁的导热率。

关键词：超临界水冷堆燃料组件双排六角形物理热工耦合

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积分切除法在核电厂控制系统中的应用分析

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核动力工程 2015年第S2期36卷 69-72页

作者：王殳孙剑李伟陈柯黄奇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

针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能... 详细信息

针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能要求的同时可以有效避免系统因饱和作用带来的不利影响。

关键词： PID 积分饱和积分切除算法核电厂控制系统

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压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

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核动力工程 2008年第4期29卷 135-139页

作者：李兰杨洪润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

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损... 详细信息

在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法。用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断。结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合。

关键词：压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法

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低流量下蒸汽发生器一次侧流量分配研究

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核动力工程 2009年第S1期30卷 56-59,64页

作者：张勇宋小明黄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

采用CFD方法对低流量下倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行了分析研究。结果表明,在自然循环模拟试验装置的U型管结构参数条件下,倒流只发生在内层的短管内。低流量时,随单管平均流量的增大,倒流管内的流量相对减小,倒流管数量... 详细信息

采用CFD方法对低流量下倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行了分析研究。结果表明,在自然循环模拟试验装置的U型管结构参数条件下,倒流只发生在内层的短管内。低流量时,随单管平均流量的增大,倒流管内的流量相对减小,倒流管数量相对减少,最终倒流消失;随二次侧温度升高,倒流管内的流量也相对减小,倒流管数量相对减少。

关键词： CFD 低流量倒U型管式蒸汽发生器流动特性

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含钆燃料组件能量计算

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核动力工程 2010年第4期31卷 8-11页

作者：王家翀安萍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

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带... 详细信息

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带来计算误差;给出了正确的计算公式,并且通过构造组件实例,应用成熟的计算程序和改进后的计算方法获得了正确的计算结果。

关键词：钆元素物理特性燃料组件能量计算准确度

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含裂纹悬臂输流管道颤振分析

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振动与冲击 2011年第9期30卷 169-173页

作者：叶献辉蔡逢春臧峰刚张毅雄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

基于适用于含非材料体(non-material volumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后用Matlab编程进行了数值计算,研究裂纹参数... 详细信息

基于适用于含非材料体(non-material volumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后用Matlab编程进行了数值计算,研究裂纹参数对悬臂输流管道动力特性和颤振特性的影响。结果表明:当固支端附近出现裂纹时,输流管道的颤振临界流速将减小,越靠近固支端,颤振临界流速减小的越多。且随着裂纹深度增加颤振临界流速降低的更加明显。但裂纹离固支端一定位置后时,裂纹的出现将会增大管道的临界流速。另外,裂纹的出现还将导致悬臂输流管道颤振阶数的改变。

关键词：输流管道裂纹颤振临界流速

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SARCS-4程序系统临界物理模拟实验验证

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核动力工程 2018年第3期39卷 166-170页

作者：李满仓陈长姚栋魏彦琴吴文斌赵文博黄世恩倪东洋巨海涛郑洪涛秦冬张知竹汪量子吴磊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610213

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟... 详细信息

SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟实验,验证SARCS-4程序系统的正确性和可靠性。按照单变量准则和多样化准则,考察控制棒、可燃毒物棒、围板和堆芯布置等因素。模拟实验临界棒位校核分析表明:堆芯泄漏、围板效应、控制棒和可燃毒物棒效应是影响校核精度的主要因素,SARCS-4计算程序系统对模拟实验的整体计算精度相对较高,特殊布置堆芯仍需进一步提高计算精度,后续将通过进一步的实验和研究开展持续验证和改进。

关键词：中子学程序包 SARCS-4 临界物理实验模拟实验

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反应堆压力容器断裂力学分析中弹塑性有限元方法与工程方法的比较

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核动力工程 2009年第4期30卷 1-3,8页

作者：孙英学郑斌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

通过ABAQUS程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分。同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂... 详细信息

通过ABAQUS程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子KI、J积分。同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂力学有限元方法的计算值偏大,计算结果保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元 J积分

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