检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第6期30卷 53-56,62页

作者：谭长禄张虹赵华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

研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环... 详细信息

研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环特性进行了计算,其结果都能得到合理解释,由此表明程序开发是初步成功的。

关键词：海洋条件 RELAP5程序两流体系统分析程序

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岭澳核电站二期反应堆核测量相关系统设计

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核动力工程 2012年第2期33卷 1-4页

作者：李文平杨戴博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

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、... 详细信息

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、RIC、LSS不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与DCS的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。

关键词：岭澳核电站二期核测量系统功能分配接口

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核电厂安装和调试期间设备和系统的维护保养

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核动力工程 2009年第3期30卷 99-101页

作者：朱建军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

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设... 详细信息

研究了核电厂安装和调试期间开展设备和系统专业维护保养的必要性,讨论了如何组织核电厂安装和调试期间的设备和系统维护保养,并根据核电厂的特点给出核电厂安装和调试期间设备和系统维护保养技术管理的建议,以保证核电厂投入运行后设备和系统能保持较高的可利用率。

关键词：核电厂安装调试维护可利用率

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超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发

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核动力工程 2010年第6期31卷 52-55,74页

作者：安萍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

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计算采用子通道ATHAS程序;燃耗计算采用ORIGEN程序。HPLWR燃料组件计算结果表明,程序计算结果是可靠的。

关键词：超临界水冷堆燃料组件物理热工耦合

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应用不连续因子修正的六角形解析节块方法

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核动力工程 2010年第2期31卷 1-5页

作者：倪东洋咸春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

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率... 详细信息

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率分布和有效增殖因子的计算精度。

关键词：不连续因子六角形节块解析节块方法解析基函数中子扩散方程

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基于二元重要度的设备分级技术

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核动力工程 2009年第S1期30卷 77-81页

作者：曾未余红星孙玉发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

现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安... 详细信息

现有的概率论设备分级方法在重要度方法选取、计算方法和分级限值制定等方面存在不足。本文把二元重要度决策法与叠加性转移模型相结合,以基于后果的风险评判为标准,为上述问题的处理提供了合理的理论依据。在秦山二期扩建核电站概率安全分析模型的基础上,验证了二元重要度分级方法的正确性。

关键词：概率安全分析二元重要度叠加性转移模型分级限值

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高速列车车轮多边形磨耗对轮轨力和转向架振动行为的影响

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机械工程学报 2018年第4期54卷 37-46页

作者：吴越韩健刘佳梁树林金学松西南交通大学牵引动力国家重点实验室中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室

列车车轮多边形磨耗会显著加大轮轨相互作用力和转向架关键部件振动幅度,恶化车辆系统和轨道部件的工作环境,严重时将会威胁到行车安全。基于三维车辆-轨道耦合动力学模型,用谐波叠加法模拟车轮多边形磨耗,作为车辆轨道耦合动态行为分... 详细信息

列车车轮多边形磨耗会显著加大轮轨相互作用力和转向架关键部件振动幅度,恶化车辆系统和轨道部件的工作环境,严重时将会威胁到行车安全。基于三维车辆-轨道耦合动力学模型,用谐波叠加法模拟车轮多边形磨耗,作为车辆轨道耦合动态行为分析时的激励输入,计算车轮多边形磨耗阶次、车辆运行速度和运行里程对轮轨力的影响,并分析车轮多边形磨耗与轮轨力之间的相位关系;建立转向架系统高频振动全有限元模型,以时域轮轨力作为模型输入,分析车轮多边形磨耗参数对转向架轴箱、构架振动响应的影响。计算结果显示,随着列车运行速度、车轮多边形磨耗幅值和阶数的提高,轮轨垂向作用力波动范围和转向架振动响应均会显著增大。所得的结果可为高速列车车轮多边形形成的机理和抑制措施的进一步研究提供参考和指导。

关键词：高速列车车轮多边形磨耗轮轨力高频振动车辆轨道耦合动力学模型

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大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

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核动力工程 2005年第3期26卷 301-304页

作者：秦忠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

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供... 详细信息

大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供了依据。

关键词：大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

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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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用OECD/NEA堆芯瞬态基准题验证RELAP5-TDNK程序系统

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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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