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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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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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低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究

低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究

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第十届全国反应堆热工流体力学会议

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，四川成都 610041

采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量... 详细信息

采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量，一、二次侧存在温差，以及U型管存在高度差。同时采用CFD方法验证了理论分析的结果。

关键词：低流量条件管式蒸汽发生器流动特性计算流体动力学

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试论四川省核电开发

试论四川省核电开发

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2007四川省中青年专家学术大会

作者：刘咏梅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

核电是一种"安全可靠、高效、经济、清洁"的能源;核电是当今世界上唯一技术成熟、可以大规模实现温室气体减排的措施,因此,建设核电对于适应四川负荷发展需要,减少因电源不足造成的电网供电缺口十分必要,可为四川国民经济发... 详细信息

核电是一种"安全可靠、高效、经济、清洁"的能源;核电是当今世界上唯一技术成熟、可以大规模实现温室气体减排的措施,因此,建设核电对于适应四川负荷发展需要,减少因电源不足造成的电网供电缺口十分必要,可为四川国民经济发展提供能源保证。

关键词：核电开发气体减排电网供电

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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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第四届中国核学会省市区"三核"论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇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省核学会

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TONUS程序在氢气风险评价中的应用

TONUS程序在氢气风险评价中的应用

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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：陈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成都市622信箱506分箱 610041

TONUS程序是用于计算严重事故下,安全壳内氢气分布及可能发生的燃烧过程的精细程序。TONUS程序包含了两种不同方法:用于计算大体积控制体中氢气分布的集总参数法和基于空间离散多维流体方程方法。分析了TONUS程序中的各种模型,包括水蒸... 详细信息

TONUS程序是用于计算严重事故下,安全壳内氢气分布及可能发生的燃烧过程的精细程序。TONUS程序包含了两种不同方法:用于计算大体积控制体中氢气分布的集总参数法和基于空间离散多维流体方程方法。分析了TONUS程序中的各种模型,包括水蒸汽在空气与壁面的冷凝模型、地坑水的蒸发与沸腾模型、地坑水的流动模型、控制体与墙壁间的热传导模型、氢气与一氧化碳的燃烧、衰变热、喷淋系统与非能动氢复合器模型;CFD方法中的包括两种湍流模型在内的低马赫数Navier-Stokes方程、用于计算壁面冷凝的Chilton-Colburn关系式、用于计算热传导的CFD与3D导热耦合方程等。最后计算了2维含非能动氢复合器空间中的氢气燃烧过程。对计算结果的分析表明,TONUS是一个有效地可应用于安全壳内氢气风险评价的程序。

关键词：核反应堆安全壳氢气风险评价 TONUS程序

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堆芯简体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯简体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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第四届中国核学会省市区“三核”论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇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省核学会成都610041

本文通过ABAQUS程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在PTS瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在PTS计算分析时较三维断裂... 详细信息

本文通过ABAQUS程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在PTS瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在PTS计算分析时较三维断裂力学有限元分析保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元简体裂纹

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燃料组件少群参数计算程序AFGPB及其基准验证

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核动力工程 2006年第4期27卷 8-12页

作者：姚栋李大图于颖锐马永强尹强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

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机... 详细信息

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好。

关键词：组件计算少群参数基准问题

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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

当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

当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了发生落棒事故时的PCI热力学评价。初步的研究结果表明:如果在自然循环长度和延伸燃耗运行期内发生落棒事故,对于基负荷运行和基负荷一次调频运行,均有PCI的应力裕量,不会造成燃料棒破损。

关键词：燃料芯块包壳相互作用落棒事故

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