检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议

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

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析.

关键词：堆芯换料燃料管理安全评价启动物理试验

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点反应堆动力学模型处理问题分析

点反应堆动力学模型处理问题分析

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中国核学会2015年学术年会

作者：王远隆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室国家能源压水反应堆技术研发中心

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析。主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证。文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也... 详细信息

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析。主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证。文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也做了介绍。这些均是反应堆控制系统设计研究需要注意的方面。

关键词：点反应堆动力学模型仿真计算动态特性临界稳定可控性

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用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题

用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题

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中国核学会2013年学术年会

作者：王远隆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室国家能源压水反应堆技术研发中心

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新... 详细信息

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新的设计理念。这样的设计理念对仪控系统设计者构造实际的安全保护系统或控制系统有重要的参考意义。

关键词：核反应堆动力学安全性计算机仿真

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反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性能影响

反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性...

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第四届中国核学会省市区“三核”论坛

作者：杨敏米小琴罗英王小彬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核学会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核学会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核学会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核学会

1 前言反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,其接管安全端是反应堆压力容器接管与一回路主管道的第一个焊接接头,该部位距堆芯活性区很近,在运行中要承受高温、高压的交变复杂应力的作用。因此,反应堆压力容器接... 详细信息

1 前言反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,其接管安全端是反应堆压力容器接管与一回路主管道的第一个焊接接头,该部位距堆芯活性区很近,在运行中要承受高温、高压的交变复杂应力的作用。因此,反应堆压力容器接管与安全端的焊接接头不仅应具有高塑性、高韧性的特点,而且还要具备较高的耐腐蚀、耐辐照和足够的断裂韧性及抗疲劳性能。从目前国内核反应堆结构设计来看,反应堆压力容器进、出口接管材料均采用 Mn-Ni-Mo 低合金钢,国产牌号为：508-Ⅲ钢,法国牌号为：16MND5：主管道采用不锈钢,其材料牌号(法国牌号)为：Z3CN20-09M。

关键词：反应堆压力容器安全端焊接接头对接焊缝焊缝性能材料的选择

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核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：刘旭东陈长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

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应... 详细信息

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应急注硼两套独立的反应性控制系统。选用Gd203可燃毒物补偿寿期初过剩的反应性。寿期内燃料燃耗和可燃毒物的消耗达到较好的匹配，满足总体设计和核设计准则要求。在额定功率下连续运行，第一循环堆芯燃耗寿期可达500EFPD，平衡循环堆芯燃耗寿期可达760EFPD。

关键词：燃料组件载钆燃料棒平衡换料卸料燃耗海水淡化堆堆芯核设计

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基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：齐欢欢曾忠秀张毅雄刘文进王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 610041成都

针对反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,如拉压双线性、间隙和主管道在某些破裂情况下将进入塑性等,利用ANSYS程序对反应堆冷却剂系统进行LOCA非线性动力响应分析,实现高效参数化、模块化建模,并在此基础上对ANSYS进行二次开发,形成... 详细信息

针对反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,如拉压双线性、间隙和主管道在某些破裂情况下将进入塑性等,利用ANSYS程序对反应堆冷却剂系统进行LOCA非线性动力响应分析,实现高效参数化、模块化建模,并在此基础上对ANSYS进行二次开发,形成LOCA专用的模块。将基于ANSYS程序的分析结果与专用LOCA分析程序计算结果进行对比,结果表明:两个程序计算得到的结果基本一致,计算结果在允许的设计范围之内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,大大提高实际工程分析的效率。

关键词：反应堆冷却剂系统失水事故非线性动力响应 ANSYS二次开发

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核与非核纵深防御比较分析

核与非核纵深防御比较分析

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中国核学会2017年学术年会

作者：王远隆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室国家能源压水反应堆技术研发中心

本文对纵深防御原则分别应用于核电厂安全架构和工业控制系统安全架构进行了比较分析。这里涉及的内容包括:对核能系统核安全纵深防御原则的描述;对工业控制系统安全纵深防御原则的描述;以举例方式给出了数字化层级控制系统的分层模式... 详细信息

本文对纵深防御原则分别应用于核电厂安全架构和工业控制系统安全架构进行了比较分析。这里涉及的内容包括:对核能系统核安全纵深防御原则的描述;对工业控制系统安全纵深防御原则的描述;以举例方式给出了数字化层级控制系统的分层模式。并对两种环境下的数字化层级控制系统做了比较分析。

关键词：纵深防御数字化层级控制系统核电厂

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核反应堆动力学模型简化问题

核反应堆动力学模型简化问题

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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：王远隆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

对核反应堆动力学方程简化问题进行了比较分析,并通过仿真计算给出误差的图示对比,结果对反应堆控制系统的设计有明确的指导意义。

关键词：核反应堆动力学模型仿真计算误差图示对比

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舰船舱室火灾下结构热力响应及极限强度研究

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应用科技 2022年第3期49卷 1-10页

作者：郝军凯薛鸿祥黄捷梁乐杨尚升苗怡然喻巧王宇阳中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 上海交通大学海洋工程国家重点实验室上海200240

舰船在维修、巡逻和战斗时,由于人员操作失误或遭受攻击易发生舱室火灾,从而可能造成极为严重的后果。本文选取典型舰船舱室结构,以油池模拟可燃物,采用火灾动力学模拟器(fire dynamics simulator, FDS)仿真软件,模拟不同火灾面积及通... 详细信息

舰船在维修、巡逻和战斗时,由于人员操作失误或遭受攻击易发生舱室火灾,从而可能造成极为严重的后果。本文选取典型舰船舱室结构,以油池模拟可燃物,采用火灾动力学模拟器(fire dynamics simulator, FDS)仿真软件,模拟不同火灾面积及通风条件下的舱室火灾场景,分析不同火灾场景下的舱室火灾发展规律。将环境温度映射至甲板板架结构有限元模型,考虑结构的初始缺陷和材料的高温热力学特性,采用顺序热力耦合算法,计算对比不同火灾工况下板架结构的热力响应与剩余强度。总结了氧气控制型、燃料控制型和过渡型等3种火灾类型下结构响应特点,发现大型火灾在前期对结构威胁较大,过渡型火灾在中后期威胁更大。本文研究工作可为实际火灾场景下的舰船等结构抗火设计与安全评估提供参考。

关键词：舱室火灾甲板板架火灾场景热力响应极限强度火灾仿真热力耦合火灾类型

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国产化核电设备制造中的质量控制与质量监督

国产化核电设备制造中的质量控制与质量监督

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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：孙林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622 信箱 610041

核电设备的采购质量是核电工程质量控制的基础。以秦山二核反应堆控制棒驱动机构制造中的质量控制经验或体会,剖析国产化核电设备制造中的质量控制与质量监督的要求、特点、和方法。目的旨在抛砖引玉,为我国核电发展走核电设备国产化的... 详细信息

核电设备的采购质量是核电工程质量控制的基础。以秦山二核反应堆控制棒驱动机构制造中的质量控制经验或体会,剖析国产化核电设备制造中的质量控制与质量监督的要求、特点、和方法。目的旨在抛砖引玉,为我国核电发展走核电设备国产化的产业之路,实现自主化设计和建造积累一些可以借鉴的经验。

关键词：核电设备反应堆控制棒驱动机构质量监督

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