检索结果-内蒙古大学图书馆

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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CELL/CPL493程序系统对HFETR的燃耗跟踪分析

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核动力工程 2005年第4期26卷 352-355页

作者：姚栋于颖锐沈锡荣李大图中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验堆(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的... 详细信息

简要介绍了自行研制的CELL/CPL493程序系统的理论方法。利用CELL/CPL493程序系统对高通量工程试验堆(HFETR)进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1%之内,验证了该程序的可靠性以及计算模型和参数处理方法的合理性。

关键词：燃耗跟踪临界棒位程序系统高通量工程试验堆

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反应堆压力容器密封系统瞬态热弹塑性接触的高效解法

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核动力工程 2005年第1期26卷 40-43,69页

作者：徐铭宇林腾蛟李润方杜雪松李水安杨宇重庆大学机械传动国家重点实验室 400044 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

本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进... 详细信息

本文在自行开发的三维瞬态密封分析程序的基础上,采用弹塑性小变形问题的非线性求解方法、接触问题的混合求解算法、接触传热有限元混合法、线性方程组求解器等方法,提高了计算效率,并对三维瞬态密封分析程序中相应的计算和分析模块进行了修改和补充。应用改进后的分析程序对压力容器模拟体进行密封分析,计算效率提高了一倍以上。

关键词：压力容器弹塑性问题接触问题热传导有限元法

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核反应堆故障早期检测和在线状态监测方法

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核动力工程 2005年第2期26卷 175-178页

作者：盛焕行李红霞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

即将頒布的核行业标准《核电厂反应堆堆内构件的振动监测》(简称标准)对早期监测反应堆压力容器堆内构件蜕化的方法、故障检测仪表和监测程序提出了要求,适用于以中子波动信号和反应堆压力容器振动信号为基础的堆内构件和一回路部件的... 详细信息

即将頒布的核行业标准《核电厂反应堆堆内构件的振动监测》(简称标准)对早期监测反应堆压力容器堆内构件蜕化的方法、故障检测仪表和监测程序提出了要求,适用于以中子波动信号和反应堆压力容器振动信号为基础的堆内构件和一回路部件的动态特性的监测。本文强调了标准所包含的核电站新型仪表控制系统的监测方法。新系统不同于传统的监测系统,它的主要目的是早期故障检测,以便向电厂操纵员和检查维修人员提供有用的状态信息。

关键词：堆内构件振动故障早期检测状态监测

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孔板气蚀诱发核级管道振动和噪声问题研究

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核动力工程 2005年第4期26卷 356-359页

作者：毛庆向文元张毅雄王伟西安交通大学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 大亚湾核电运营管理有限责任公司

针对在役核电厂出现的核级管道系统强烈振动和噪声导致结构失效的问题,采用“数值模拟优先”的研究方法,通过数值计算分析和实验研究,发现节流孔板气蚀是诱发故障的根本原因,提出了工程改造方案。系统改造后的现场调查和评估显示:在保... 详细信息

针对在役核电厂出现的核级管道系统强烈振动和噪声导致结构失效的问题,采用“数值模拟优先”的研究方法,通过数值计算分析和实验研究,发现节流孔板气蚀是诱发故障的根本原因,提出了工程改造方案。系统改造后的现场调查和评估显示:在保证系统功能和结构完整性满足设计规范的前提下,管系的振动和噪声已控制在可接受的范围内。

关键词：节流孔板气蚀振动和噪声系统改造

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CNP1500核电站堆芯燃料管理研究

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中国核科技报告 2005年第1期 164-173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级重点实验室成都610041

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,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426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470... 详细信息

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,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426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470有效满功率天,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FΔH都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55 000 MW.d/tU;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。叙述了CNP1500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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秦山核电厂应急行动水平研究

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中国核科技报告 2005年第1期 182-191页

作者：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

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动... 详细信息

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动水平的确定、应急行动水平的表达方式(矩阵表和主控室应急状态分级逻辑图)、与应急操作规程(EOP)和关键安全功能状态树(CSFST)的结合等。

关键词：秦山核电厂应急状态分级应急行动水平

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三通管道优化设计

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机械 2005年第9期32卷 10-12页

作者：郑连纲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四川成都610041

优化设计是一种寻找最优设计方案或者说是最有效率方案的技术,充分挖掘设计潜力,比较并评价设计方案,给出最优设计。所谓“最优设计”,指的是一种方案可以满足所有设计要求,而且所有的支出(如重量、面积、体积、应力、费用等)最小。也... 详细信息

优化设计是一种寻找最优设计方案或者说是最有效率方案的技术,充分挖掘设计潜力,比较并评价设计方案,给出最优设计。所谓“最优设计”,指的是一种方案可以满足所有设计要求,而且所有的支出(如重量、面积、体积、应力、费用等)最小。也就是说,最优设计方案就是一个最有效的方案。本文简要介绍了有限元设计优化及结构优化的力学准则,并应用大型有限元分析程序ANSYS对三通管道的接管内径与主管道内径之比及壁厚进行了优化,同时对优化变量、优化方法和整个优化过程进行了详细说明,最终得到满足功能和强度要求的最优设计。

关键词：设计优化 ANSYS 三通管道

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弯管内拱壁含环向贯穿裂纹的极限载荷分析研究

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机械 2005年第9期32卷 4-6页

作者：黄庆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重点实验室四川成都610041

含环向贯穿裂纹的弯管在受平面弯矩时明显地降低了其极限载荷,因此对含裂纹弯管的极限载荷研究是很有必要的。研究工作涉及了基于不同的裂纹角度、壁厚以及平均弯曲半径的弯管,进而比较了这些因素对弯管极限载荷的影响。利用ABAQUS软件... 详细信息

含环向贯穿裂纹的弯管在受平面弯矩时明显地降低了其极限载荷,因此对含裂纹弯管的极限载荷研究是很有必要的。研究工作涉及了基于不同的裂纹角度、壁厚以及平均弯曲半径的弯管,进而比较了这些因素对弯管极限载荷的影响。利用ABAQUS软件对弯管进行三维有限元分析,得到了弯矩与末端转动曲线,以及用TES(Twice-elasticslope)方法得到每种情况的极限载荷值,该值与现有的部分工程方法进行了对比分析。结果表明,在大多数情况下工程法相对于有限元法保守。

关键词：弯管裂纹极限载荷

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普贤堆退役放射性评价方法及主蒸汽管道室的中子能谱计算

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核动力工程 2004年第6期25卷 555-558页

作者：沈瑾杨洪润中国核动力院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽17N(β,n)反应产生的... 详细信息

介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽17N(β,n)反应产生的相对中子通量和中子能谱进行计算,据此分析了主蒸汽密度、主蒸汽管道半径对中子能谱计算结果的影响。结果表明,改变电厂运行瞬态不会影响主蒸汽管道室的中子注量分布,而增大主蒸汽管道尺寸则能够有效地降低管道保温材料所受的中子照射,这一结果对今后电厂核设施的辐照影响分析以及放射性评价具有一定的意义。

关键词：普贤堆退役技术 MCNP程序蒙特卡罗计算方法中子能谱分析

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