检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第2期30卷 27-29,89页

作者：郑斌卢岳川臧峰刚孙英学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

为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响函数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的... 详细信息

为拓宽美国电力研究所(EPRI)工程方法的应用范围,本文通过一系列三维弹性、弹塑性断裂力学有限元分析,计算了含裂纹管道的裂纹张开位移(COD);基于有限元COD结果研究了EPRI方法中的关键影响函数h2,并详细阐述了拉-弯组合载荷情况下h2的计算方法。为了验证该方法,将计算的h2值与EPRI已有的h2值进行比较;将基于计算的h2值所求得的COD结果与管道裂纹评定程序(PICEP)中工程实例的COD结果进行比较。结果表明,计算的h2值、COD结果均与参考值吻合良好,证明了本文h2值计算方法的正确性。

关键词：断裂力学有限元影响函数

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超临界水冷堆专设安全系统设计方案

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核动力工程 2013年第1期34卷 71-74页

作者：隋海明单建强黄学孔苟军利杨洪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

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选... 详细信息

简要介绍超临界水冷堆(SCWR)的设计要求和专设安全系统的设计原则,对SCWR自动泄压系统(ADS)、高压补水箱(RMT)、非能动余热排出系统(ICS)、非能动安全壳冷却系统(PCCS)和重力驱动堆芯冷却系统(GDCS)的功能及设计方案进行了详细描述。选取失流事故对SCWR安全系统的运行进行分析,验证了上述专设安全系统的有效性。

关键词：超临界水冷堆核电厂安全系统

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超临界核电厂汽轮机和热力系统的研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 75-77,96页

作者：黄学孔马爱萍孙奇隋海明杨洪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

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适... 详细信息

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适应机组滑压启动要求。本文对超临界核电机组的汽轮机设计和热力系统的总体方案进行了详细介绍。

关键词：超临界核电机组汽轮机组热力系统启停系统

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MIPR堆芯模拟体气-液两相试验工况下流动与传热特性的数值模拟

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核动力工程 2009年第S1期30卷 65-69页

作者：聂华刚宋小明牛文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

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结... 详细信息

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析。计算结果与试验结果的比较分析表明,两者吻合较好。

关键词： MIPR 堆芯模拟体 CFD 气-液两相流传热

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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

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核动力工程 2007年第3期28卷 87-89页

作者：刘文进毛庆曾忠秀秦余新张毅雄王伟吴万军杨凯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

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料... 详细信息

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。

关键词：测量结果小支管振动振动测量

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秦山核电厂二期扩建工程吊篮筒体焊接变形的分析及其控制

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核动力工程 2010年第6期31卷 1-4,9页

作者：王庆田许斌何大明李燕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

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减... 详细信息

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减小焊接变形。结果表明,4#吊篮筒体焊接结果满足设计要求。

关键词：反应堆堆内构件核电吊篮筒体焊接变形控制

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AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

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核动力工程 2014年第6期35卷 96-99页

作者：韩勇刘飞洋刘文静高永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

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并... 详细信息

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。

关键词： AP1000 反应堆冷却剂泵中压变频器单元串联矢量控制

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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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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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反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄处应力强度特征

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核动力工程 2008年第2期29卷 52-54,69页

作者：王小彬米小琴魏亚东杨敏陈海波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

用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应... 详细信息

用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应力强度随着减薄区长半轴的增大呈外凸形增大,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;最大薄膜+弯曲应力强度随着减薄区长半轴的增大基本保持不变,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;应力集中系数随着减薄区长半轴的增大呈内凹形减小,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小。

关键词：反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄应力强度

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