检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第5期35卷 31-35页

作者：张毅雄余晓菲艾红雷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

稳压器波动管热分层现象对核电厂安全运行具有潜在威胁。根据热分层发生机理,采用Fr数来判断热分层现象是否发生,研究热交换系数的计算方法,并将热分层引起的三维热应力解耦成一维总体应力和二维局部应力。根据RCC-M规范的要求,采用一... 详细信息

稳压器波动管热分层现象对核电厂安全运行具有潜在威胁。根据热分层发生机理,采用Fr数来判断热分层现象是否发生,研究热交换系数的计算方法,并将热分层引起的三维热应力解耦成一维总体应力和二维局部应力。根据RCC-M规范的要求,采用一维和二维组合的应力计算方法,将热分层产生的应力和其他载荷产生的应力叠加,进行结构完整性评定。配套本文提出的分析评价方法,对SYSTUS程序和ROCOCO程序进行应用开发。采用本文的分析评价方法和配套的分析程序,对秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层进行分析评价,结果表明:稳压器波动管在热分层效应下结构完整性仍然满足RCC-M规范要求。

关键词：稳压器波动管热分层换热系数疲劳程序开发

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AP1000核电厂一体化堆顶结构材料国产化研究

AP1000核电厂一体化堆顶结构材料国产化研究

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The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant(第四届核电站材料与可靠性国际研讨会)

作者：王庆田何培峰罗英蒋兴钧李燕胡朝威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

介绍了AP1000核电厂一体化堆顶的结构、功能和设计要求,鉴于一体化堆顶结构用材料均为国外牌号材料,技术规范、性能试验与国内存在差异,且材料牌号较多、采购和制造成本较大等问题,对一体化堆顶结构用材料的国产化进行了研究,并提出了... 详细信息

介绍了AP1000核电厂一体化堆顶的结构、功能和设计要求,鉴于一体化堆顶结构用材料均为国外牌号材料,技术规范、性能试验与国内存在差异,且材料牌号较多、采购和制造成本较大等问题,对一体化堆顶结构用材料的国产化进行了研究,并提出了与国外牌号相对应的国内牌号材料,对于后续建设的AP1000核电厂的一体化堆顶结构,具有重要的参考和借鉴意义.

关键词：核电厂压力容器一体化堆顶结构焊接材料化学成分力学性能

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辅助给水系统超流量分析及改进

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核动力工程 2014年第S1期35卷 93-96页

作者：曾畅赖建永段永强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

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问... 详细信息

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问题进行仿真验证和分析,提出报警信号延迟的改进方案,有效地解决了除氧器超流量报警的问题。

关键词：辅助给水系统孔板除氧器仿真

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SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

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核动力工程 2014年第S2期35卷 186-189页

作者：王连杰赵文博陈炳德姚栋杨平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

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序AT... 详细信息

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。

关键词：超临界水堆三维瞬态物理-热工水力耦合堆芯瞬态分析

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MOX堆芯中子注量计算方法研究

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核动力工程 2014年第S2期35卷 27-30页

作者：唐松乾谭怡应栋川魏述平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

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用... 详细信息

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。

关键词： MOX 快中子注量 VENUS-2

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自然循环工况下蒸汽发生器U型管中倒流特性研究

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核动力工程 2014年第3期35卷 11-14页

作者：辛素芳彭诗念张渝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

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发... 详细信息

在自然循环低流量工况下,会有部分U型管内流体处于倒流状态,等效增加蒸汽发生器的阻力系数,使得回路自然循环流量低于不考虑倒流时的理论预测值。本文从一维动量方程出发,分析U型管内流体稳定正向流动的限制条件,在此基础上,结合蒸汽发生器U型管和回路的质量、能量方程,分析自然循环回路内流体处于稳定流动状态时倒流份额的范围,并探讨回路局部阻力系数和U型管数目对倒流份额的影响。结果表明,回路局部阻力系数和U型管数目的减小均有助于减小倒流份额。

关键词：倒流蒸汽发生器自然循环

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主管道安注斜接管嘴应力指数计算研究

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核动力工程 2014年第S1期35卷 138-141页

作者：卢喜丰艾红雷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

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验... 详细信息

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验证应力指数计算方法的正确性。。

关键词：应力指数有限元安注斜接管嘴

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核电厂棒电源系统的设计与优化

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中国核电 2015年第2期8卷 105-109页

作者：刘文静韩勇游洲李朋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

棒电源系统是核电厂专用电气系统,由于受供电方式和负载特性的影响,在系统和设备设计时,必须采取相应的措施来满足供电和控制要求。在方家山核电厂棒电源系统的设计中,设计者通过合理的系统结构设计以及控制和保护回路的优化设计,进一... 详细信息

棒电源系统是核电厂专用电气系统,由于受供电方式和负载特性的影响,在系统和设备设计时,必须采取相应的措施来满足供电和控制要求。在方家山核电厂棒电源系统的设计中,设计者通过合理的系统结构设计以及控制和保护回路的优化设计,进一步完善了棒电源系统功能,提高了核电厂运行的可靠性。

关键词：棒电源系统高感性负载故障保护空载并车

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大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

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中国核电 2015年第2期8卷 117-120页

作者：曾畅赵禹段永强于德勇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

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较... 详细信息

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。

关键词：氢冷器冷却水系统大亚湾核电站

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反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒PCI研究

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核动力工程 2014年第5期35卷 133-137页

作者：刘振海周毅郭兴坤张坤谢清清谷明非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

介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限... 详细信息

介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限值相比较都有裕量;瞬态局部线功率越大,瞬态发生前局部燃耗越深,PCI失效裕量越小;瞬态发生前,降功率时间越长,PCI失效裕量越小;降功率后再升功率,裕量得到一定程度恢复。

关键词：芯块包壳 PCI Ⅱ类瞬态

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