检索结果-内蒙古大学图书馆

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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基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发

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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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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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燃料棒芯块中Kr、Xe的低温释放机理

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核动力工程 2009年第S1期30卷 6-8,13页

作者：周毅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Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率... 详细信息

在Wise反冲机理微观模型的基础上,考虑芯块倒角的影响,给出了倒角表面平均反冲效率的计算模型;击出机理参考Olander的理论;由此建立了一个更为精细的裂变气体低温释放微观模型。使用新建模型进行计算的结果显示,倒角表面的平均反冲效率约为圆柱体芯块表面的两倍;当倒角的表面积与圆柱体芯块表面积相比不可忽略时,裂变气体反冲释放份额的计算应考虑倒角的影响。

关键词： UO2芯块裂变气体低温释放机理

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堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

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核动力工程 2008年第5期29卷 72-76页

作者：关仲华余红星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

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯... 详细信息

从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响。针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策。结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应。

关键词：堆芯熔融物自然对流换热集热效应

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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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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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屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 73-76,79页

作者：赵雪岑邓礼平刘立志杨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

为保证核电主泵满足反应堆停堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析。

关键词：屏蔽式主泵转动惯量飞轮轴系动态性能敏感性分析

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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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设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析

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核动力工程 2009年第3期30卷 1-3,12页

作者：孙英学杜娟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成都610041

通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究了设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响。研究结果表明,按60a寿命设计的反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求。

关键词：反应堆压力容器设计瞬态疲劳损伤

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