检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第4期35卷 78-81页

作者：陈露张彬彬张琴芳上海核工程研究设计院上海200233

核电厂运行安全性能指标(SPI)是当前国际上比较流行的一种核电厂运行安全评价工具,以其清晰有效的性能评估能力越来越受到关注。本文详细介绍了我国SPI体系的研发及应用,包括建立SPI框架、确定性能指标评价准则和建立SPI管理系统软件平... 详细信息

核电厂运行安全性能指标(SPI)是当前国际上比较流行的一种核电厂运行安全评价工具,以其清晰有效的性能评估能力越来越受到关注。本文详细介绍了我国SPI体系的研发及应用,包括建立SPI框架、确定性能指标评价准则和建立SPI管理系统软件平台等;并对进一步完善SPI体系给出了建议。

关键词：核电厂运行安全性能指标

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三维离散纵标程序在CAP1400核电厂堆内构件发热率计算中的应用

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核动力工程 2014年第S2期35卷 211-214页

作者：丁谦学王梦琪黎辉梅其良上海核工程研究设计院上海200233

采用三维离散纵标(SN)方法程序TORT计算了CAP1400核电厂堆内构件发热率,并将计算结果与蒙特卡罗(MC)方法程序MCNP以及两维SN方法程序DORT计算结果进行比较。在针对反应堆模型进行屏蔽设计时,需求解固定源问题,应用西屋公司开发的SORCER... 详细信息

采用三维离散纵标(SN)方法程序TORT计算了CAP1400核电厂堆内构件发热率,并将计算结果与蒙特卡罗(MC)方法程序MCNP以及两维SN方法程序DORT计算结果进行比较。在针对反应堆模型进行屏蔽设计时,需求解固定源问题,应用西屋公司开发的SORCERY程序将pin by pin堆芯功率分布转换为三维源分布。由于CAP1400反应堆模型较大,固定源的制作会消耗大量的计算机硬件资源,同时也会超出SORCERY程序本身的计算规模限制,为此开发了外源制作辅助程序PSOR,使TORT程序适用于CAP1400等大规模工程问题的计算。

关键词：堆内构件发热率离散纵标方法蒙特卡罗方法

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非参数统计分析方法在冷凝试验不确定度分析中的应用

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原子能科学技术 2016年第9期50卷 1618-1621页

作者：王章立王海涛王国栋王喆上海核工程研究设计院上海200233

SCOPE试验的核心目标是在CAP1400非能动安全壳冷却系统运行参数范围内验证蒸汽/空气混合气体冷凝现象的目标关系式,为安全壳响应分析提供输入。试验结果不确定度分析是试验数据分析的必要步骤,对于评价试验结果的品质具有重要意义。本... 详细信息

SCOPE试验的核心目标是在CAP1400非能动安全壳冷却系统运行参数范围内验证蒸汽/空气混合气体冷凝现象的目标关系式,为安全壳响应分析提供输入。试验结果不确定度分析是试验数据分析的必要步骤,对于评价试验结果的品质具有重要意义。本文采用随机抽样加WILKS公式非参数统计分析方法确定SCOPE试验Sherwood数不确定度区间,为冷凝试验不确定度分析提供了简洁的理论方法。文中介绍的不确定度分析方法可方便地拓展到其他试验数据分析处理中,具有重要的工程应用价值。

关键词：非参数统计方法不确定度分析 SCOPE试验

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部分参数统计方法在30万kW核电厂应用的初步研究

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原子能科学技术 2016年第10期50卷 1801-1804页

作者：王喆许志红上海核工程研究设计院上海200233

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和... 详细信息

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对30万kW核电厂DNBR设计限值进行计算。计算结果表明,反应堆冷却剂流量全部丧失事故最小DNBR分析采用部分参数统计较STDP额外获得了约5%的裕量。本文结果为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。

关键词： DNBR 设计限值部分参数统计方法

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应用比例分析方法分析安全壳内液滴传热传质特性

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原子能科学技术 2013年第1期47卷 75-79页

作者：徐珍王国栋上海核工程研究设计院上海200233

在核电厂的安全壳分析中,安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例,应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析,量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压... 详细信息

在核电厂的安全壳分析中,安全壳比例分析可用于安全壳冷却系统重要现象的确定和试验数据充分性的论证。本文以非能动核电厂为例,应用比例分析方法对安全壳内液滴进行传热传质特性分析,量化了核电厂液滴的传热传质特性对质量、能量和压力变化率(RPC)的影响。通过本比例分析,可确定具体安全壳冷却系统对安全壳压力响应的影响程度。

关键词：安全壳比例分析液滴传热传质闪蒸

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CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计

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原子能科学技术 2010年第B09期44卷 418-422页

作者：朱丽兵周云清丁捷蔡银根张裕林上海核工程研究设计院上海200233

利用秦山三期CANDU重水反应堆生产60Co放射源具有活度高、产量高、成本低等优点。CANDU重水反应堆原有的21个不锈钢调节棒组件改成同样数量和位置的钴调节棒组件后,在保持原来调节棒功能的条件下,利用59Co吸收中子转变为60Co,生产放射... 详细信息

利用秦山三期CANDU重水反应堆生产60Co放射源具有活度高、产量高、成本低等优点。CANDU重水反应堆原有的21个不锈钢调节棒组件改成同样数量和位置的钴调节棒组件后,在保持原来调节棒功能的条件下,利用59Co吸收中子转变为60Co,生产放射性钴源。本工作详细阐述了钴调节棒组件设计要求及结构设计过程中与各种设计接口之间的关系,并通过对设计的钴调节棒组件进行结构完整性分析、提插棒时间分析及跌落事故分析,论证了其在重水反应堆内运行的安全性。经反应堆成功运行经验证明,钴调节棒组件结构设计安全可靠。

关键词： CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计

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堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发

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原子能科学技术 2016年第5期50卷 859-863页

作者：杨伟焱汤春桃毕光文杨波上海核工程研究设计院上海200233

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少... 详细信息

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。

关键词：堆芯核设计程序少群截面模型能谱修正方法微观燃耗修正方法 CYCAS

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AP1000核电厂氢气点火器功能分析

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原子能科学技术 2012年第1期46卷 89-93页

作者：林千周全福上海核工程研究设计院上海200233

采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明:在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状... 详细信息

采用集总参数分析程序对AP1000核电厂安全壳内氢气点火系统功能进行了分析和验证。在定义的包络事故工况下,氢气最大瞬时释放速率达300kg/min。计算表明:在无点火措施情况下,AP1000安全壳局部隔间的氢气浓度较高,隔间内的气体处于可燃状态,且接近爆燃向爆炸转变(DDT)状态;在实施点火措施情况下,氢气浓度得到有效控制,氢气点火系统能消除严重事故下氢气所引起的风险。

关键词： AP1000 氢气点火器氢气燃烧爆燃向爆炸转变严重事故

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AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 5-7,23页

作者：刘展上海核工程研究设计院上海200233

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满... 详细信息

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。

关键词：堆芯延寿临界硼浓度慢化剂温度系数

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核电厂保护系统机柜抗震裕度研究

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核动力工程 2014年第5期35卷 28-30页

作者：胡晓英上海核工程研究设计院上海200233

以秦山核电厂保护系统机柜为例,基于现有的机柜内功能部件和机柜外壳结构框架的试验反应谱和要求反应谱,采用EPRI NP-6041-SL技术报告中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、机柜放大因子、抑制因... 详细信息

以秦山核电厂保护系统机柜为例,基于现有的机柜内功能部件和机柜外壳结构框架的试验反应谱和要求反应谱,采用EPRI NP-6041-SL技术报告中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、机柜放大因子、抑制因子等主要参数,计算其抗震裕度放大因子,得到现有保护系统机柜的抗震裕度。

关键词：保护系统抗震裕度 CDFM

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