检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2006年第2期27卷 1-4,44页

作者：李满昌王明利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

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。... 详细信息

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。

关键词：超临界水冷堆开发现状前景分析

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蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟

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核动力工程 2006年第1期27卷 76-79页

作者：黄伟陈五星张文其王海松何劲松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

采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比... 详细信息

采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比较,吻合良好。

关键词：蒸汽发生器汽水分离器两相流计算流体力学(CFD)

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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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CNP1500堆芯燃料管理设计

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核动力工程 2006年第4期27卷 1-4页

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重点实验室成都610041

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径为347．0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179．5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯... 详细信息

CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径为347．0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179．5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天；各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值；各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子氏FQ(ΔH)都低于限值；最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U)；各循环寿期末停堆裕量满足设计准则；低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

关键词：燃料管理慢化剂温度系数功率分布停堆裕量

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瞬态中子输运计算程序的研制

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核动力工程 2006年第3期27卷 11-15,31页

作者：吴宏春刘启伟姚栋西安交通大学 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

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行... 详细信息

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行了校核计算,其结果与基准题吻合良好。

关键词：中子输运瞬态 DOT4-T 计算

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稳压器波动管热分层分析

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核动力工程 2006年第6期27卷 13-17页

作者：张毅雄杨宇西安交通大学 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

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化... 详细信息

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。

关键词：稳压器波动管热分层应力分析

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Rough集理论及其在核动力故障诊断中的应用

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核动力工程 2006年第6期27卷 82-86页

作者：陈志辉夏虹黄伟哈尔滨工程大学动力与核能工程学院 150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室成都610041

粗糙(rough)集理论是一种数据分析的数学理论,可对不完整、不确定的数据进行处理。由于核动力故障特征复杂多样,具有不确定性,因此,将rough集理论引入核动力故障诊断中,可通过对历史数据的分析处理发现相互干扰的故障特征与故障之间的... 详细信息

粗糙(rough)集理论是一种数据分析的数学理论,可对不完整、不确定的数据进行处理。由于核动力故障特征复杂多样,具有不确定性,因此,将rough集理论引入核动力故障诊断中,可通过对历史数据的分析处理发现相互干扰的故障特征与故障之间的规律。本文简要介绍了rough集理论及其知识获取,描述了基于可辨识矩阵的约简算法,给出了rough集理论在核动力故障诊断中的应用实例。对燃料包壳破裂、稳压器波动管破裂、主蒸汽管道破裂3种典型故障的诊断结果表明,该方法对消除故障特征信息的冗余、简化及优化核动力故障信息非常有效。

关键词： Rough集理论核动力故障诊断

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中国一体化反应堆核电厂创新安全壳设计研究

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核动力工程 2006年第6期27卷 91-93,98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

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内... 详细信息

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内。这种一体化设计消除了传统的冷却剂回路管道,消除了大LOCA事故,具有更高的安全性。本文介绍了CIP安全壳系统方案选择、安全壳设计、安全壳设计压力的确定以及安全壳结构的计算分析。

关键词：中国一体化反应堆核电厂安全壳设计研究

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秦山核电二期工程反应堆压力容器管座焊缝设计和制造

秦山核电二期工程反应堆压力容器管座焊缝设计和制造

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2006全国核材料学术交流会

作者：罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施。焊接工艺... 详细信息

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施。焊接工艺评定试验、产品及见证件检验结果表明控制措施是有效的,满足了设计要求。本文还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了秦山二期扩建工程1# 和2#机组压力容器管座变形的控制措施。

关键词：秦山二期核反应堆压力容器管座焊接

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反应堆堆内构件老化分析与评价方法

反应堆堆内构件老化分析与评价方法

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：杨宇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成都610041

反应堆堆内构件的老化涉及面很广,包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是一个多学科、多专业交叉的领域.本文结合近期开展的大亚湾反应堆堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆堆内构件老化分析与评价方法,提出了较为... 详细信息

反应堆堆内构件的老化涉及面很广,包括结构、材料、力学、水化学等许多专业,是一个多学科、多专业交叉的领域.本文结合近期开展的大亚湾反应堆堆内构件老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆堆内构件老化分析与评价方法,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：反应堆堆内构件老化机理老化分析

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