检索结果-内蒙古大学图书馆

机械设计与制造工程 2015年第6期44卷 63-66页

作者：杨大为张娜肖安洪何腾蛟刘东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四川成都610041

介绍了在新应用需求下,通过将集群技术、图形调节和远程桌面等多项技术整合,形成基于三维远程可视化技术的设计平台完整解决方案,方案具备设备集中管理、资源统筹调配和服务标准提供等应用优势,为科研设计任务中涉及的结构建模、前/后... 详细信息

介绍了在新应用需求下,通过将集群技术、图形调节和远程桌面等多项技术整合,形成基于三维远程可视化技术的设计平台完整解决方案,方案具备设备集中管理、资源统筹调配和服务标准提供等应用优势,为科研设计任务中涉及的结构建模、前/后处理等设计阶段提供相应的计算资源支撑。

关键词：三维可视化计算机辅助设计计算机辅助工程虚拟桌面

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电气控制故障在线智能检测技术研究

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军民两用技术与产品 2015年第10期 78-79页

作者：刘堂胜王劲松何亮谢峰高大朋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

针对传统电气控制开关柜的典型故障问题，开展了在线智能检测技术研究，分析了故障机理和故障定位方法，提出了基于信号时序判断的在线智能检测方法。

关键词：故障在线检测人工智能

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我国核电厂场外应急响应执行程序研究

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核科学与技术 2015年第4期3卷 135-139页

作者：于红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四川成都

本文根据目前我国核电厂场外应急计划的现行标准、内容和执行情况,考虑核电厂进入场外应急后应采取的场外应急响应行动、各应急响应行动的特性、执行各应急响应行动的先后秩序,提出了场外应急响应执行程序应包括的主要内容和具体流程,... 详细信息

本文根据目前我国核电厂场外应急计划的现行标准、内容和执行情况,考虑核电厂进入场外应急后应采取的场外应急响应行动、各应急响应行动的特性、执行各应急响应行动的先后秩序,提出了场外应急响应执行程序应包括的主要内容和具体流程,明确了核电厂启动场外应急响应后的组织权限、人员职责、物质分配和优先事项。

关键词：核电厂场外应急应急响应执行程序

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核电厂反应堆保护系统设计准则

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科技视界 2015年第24期 292-292,314页

作者：冯威罗炜俞赟尤恺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四川成都610041

反应堆保护系统是核电厂重要的安全系统。它对于限制核电厂事故的发展、减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全、防止放射性物质向周围环境的释放具有十分重要的作用。本文将阐明反应堆保护系统需满足的设计准则。

关键词：反应堆保护系统设计准则释放

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基于CFD方法的闭式流道燃料组件下管座水力设计研究

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科技创新导报 2015年第21期12卷 123-125页

作者：谷明非陈杰陈平茹俊朱发文马超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四川成都610041

下管座作为燃料组件的重要构件,主要作用是支撑、定位燃料组件。同时也是燃料组件的冷却剂入口,对于闭式流道结构的燃料组件,若入口未能经过充分整流,冷却剂将无法均匀分配至燃料组件各子通道,当各子通道之间的流量差异达到一定程度时,... 详细信息

下管座作为燃料组件的重要构件,主要作用是支撑、定位燃料组件。同时也是燃料组件的冷却剂入口,对于闭式流道结构的燃料组件,若入口未能经过充分整流,冷却剂将无法均匀分配至燃料组件各子通道,当各子通道之间的流量差异达到一定程度时,燃料元件两侧将出现压力波动,造成燃料元件长期受力不均或流致振动,可能会对燃料组件的结构完整性和运行安全构成威胁,因此下管座流量分配均匀性,是下管座设计的一个重要指标。

关键词：反应堆燃料组件下管座闭式流道

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不同芯块和包壳状态下燃料棒温度场的数值模拟

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科技创新导报 2015年第22期12卷 81-85页

作者：青涛陈平庞华尹春雨陈亮唐昌兵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四川成都610213

该文采用Simulation软件对燃料棒芯块与包壳同心、侧偏和倾斜状态下的温度场,芯块和包壳在名义、最大和最小尺寸状态下的温度场进行了研究。结果表明:芯块在包壳内的侧偏和倾斜状态下,芯块温度场较同心状态也发生反向的侧偏和倾斜,芯块... 详细信息

该文采用Simulation软件对燃料棒芯块与包壳同心、侧偏和倾斜状态下的温度场,芯块和包壳在名义、最大和最小尺寸状态下的温度场进行了研究。结果表明:芯块在包壳内的侧偏和倾斜状态下,芯块温度场较同心状态也发生反向的侧偏和倾斜,芯块中心温度略有降低,芯块侧偏引起芯块表面局部温度升降明显,包壳内外壁温度随芯块状态变化很小;芯块和包壳尺寸的最大和最小状态下,芯块温度场较名义状态下变化显著,芯块的中心温度和表面温度均有较大升降,包壳内外壁温度变动不明显。

关键词：燃料棒温度场数值模拟有限元方法

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模块式小型堆反应堆保护系统结构分析

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科技视界 2015年第17期 223-223,247页

作者：冯威俞赟罗炜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四川成都610041

模块式小型堆作为采用三代核电技术的多用途小型压水堆,在设备的建造和设计上与以往工程项目相比有其自身的特点。为了优化设计,提高小堆的经济性,本文将分析小堆项目反应堆保护系统(RRP)的结构特点,论证系统简化的可行性。

关键词：模块式小型堆系统结构反应堆保护系统

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超临界水堆流动不稳定性研究现状

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科技视界 2015年第25期 257-258页

作者：李捷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四川成都610213

超临界水堆作为六种第四代堆之一具有热效率高、系统简单和经济性好等特点。但是由于超临界水密度变化大,容易引发系统不稳定。详细总结了国际上近年来在自然循环流动不稳定性研究、核热耦合不稳定性研究等方面的进展,最后指出了在流动... 详细信息

超临界水堆作为六种第四代堆之一具有热效率高、系统简单和经济性好等特点。但是由于超临界水密度变化大,容易引发系统不稳定。详细总结了国际上近年来在自然循环流动不稳定性研究、核热耦合不稳定性研究等方面的进展,最后指出了在流动不稳定性分析存在的问题以及对以后的发展方向。

关键词：流动不稳定性自然循环核热耦合

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浮动核电站燃料棒设计研究

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科技创新导报 2015年第24期12卷 130-132页

作者：尹春雨邢硕庞华青涛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四川成都610213

根据浮动核电站反应堆堆芯的总体要求,结合燃料组件的功率史及功率分布等相关接口数据,通过对燃料棒参数进行初步设定和验证优化,最终采用燃料棒性能分析程序和验证方法,对浮动核电站用燃料棒最终优化的设计参数进行综合验证,验证结果... 详细信息

根据浮动核电站反应堆堆芯的总体要求,结合燃料组件的功率史及功率分布等相关接口数据,通过对燃料棒参数进行初步设定和验证优化,最终采用燃料棒性能分析程序和验证方法,对浮动核电站用燃料棒最终优化的设计参数进行综合验证,验证结果表明设计出的燃料棒符合燃料温度、包壳温度、燃料棒内压、包壳应变、包壳应力、包壳自立和蠕变坍塌等设计准则,设计出的浮动核电站燃料棒技术参数要求是合理的。

关键词：浮动核电站燃料棒分析程序

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核电厂SMA继电器震颤分析

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应用科技 2015年第1期42卷 75-80页

作者：刘飞洋韩勇游洲刘文静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四川成都610041

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状... 详细信息

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状和EPRI NP-6041-SL等报告,给出了继电器震颤分析范围、分析流程、分析方法,根据实际经验提出了分析假设和改进方案,并以福清核电站停堆断路器、稳压器电加热器配电盘、稳压器安全阀控制回路为典型对象进行了分析,分析结果表明福清核电厂在审查级地震下的继电器震颤是可接受的。

关键词：核电厂抗震裕度分析继电器震颤审查级地震高置信度低概率失效值

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