检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核学会2013年学术年会

作者：王远隆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国家能源压水反应堆技术研发中心

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新... 详细信息

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新的设计理念。这样的设计理念对仪控系统设计者构造实际的安全保护系统或控制系统有重要的参考意义。

关键词：核反应堆动力学安全性计算机仿真

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非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究

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核动力工程 2013年第5期34卷 118-123页

作者：蒋孝蔚余红星孙玉发黄代顺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

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM... 详细信息

安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。

关键词：非能动安全壳冷却系统冷凝蒸发扩散层模型

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轴向行波堆堆芯设计

轴向行波堆堆芯设计

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第九届全国新堆与研究堆学术报告会

作者：孙伟李庆倪东洋王连杰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

从中子扩散方程和燃耗方程出发,详细推导了轴向行波堆一维简化计算模型,并针对公式推导中的相关假设从反应堆物理的角度进行解释,从理论上论证了轴向行波堆燃烧概念的可行性.针对轴向行波堆设计难点,即启堆区设计,从启堆区长度选取、启... 详细信息

从中子扩散方程和燃耗方程出发,详细推导了轴向行波堆一维简化计算模型,并针对公式推导中的相关假设从反应堆物理的角度进行解释,从理论上论证了轴向行波堆燃烧概念的可行性.针对轴向行波堆设计难点,即启堆区设计,从启堆区长度选取、启堆区轴向分段、启堆区轴向各段核子密度分布等方面进行了计算分析.结果表明,在合理启堆区设计基础上得到的2000MW轴向行波堆堆芯方案能满足全寿期内反应性波动小、重要物理特性参数保持一定形状不变在轴向传播的要求.

关键词：轴向行波堆堆芯设计物理特性发电厂用堆

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大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

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第三届核能行业核级泵技术研讨会

作者：邓礼平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

为保证大型屏蔽泵满足核电应用的可靠性以及寿命要求,本文对核电大型屏蔽泵转子导轴承的磨损速率、温度变化等因素对转子轴系的动态性能影响进行了分析,并进行了由此导致的轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性进行了全面分析.

关键词：核电厂屏蔽泵转子轴系性能敏感性

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超临界水冷堆压力容器出口接管和蒸汽腔室热流性能数值分析

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核动力工程 2013年第1期34卷 65-70页

作者：李玉光王小彬罗英杨敏李翔付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

基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温... 详细信息

基于超临界水冷堆(SCWR)概念结构设计(筒体材料为508-III钢、出口接管和蒸汽腔室材料为Inconel 690),使用计算流体力学(CFD)方法对SCWR出口接管和蒸汽腔室结构设计进行数值分析,得到超临界工况下的压力容器出口接管和蒸汽腔室的稳态温度分布。结果表明:508-III筒体和Inconel 690出口接管焊缝处的最高温度为547 K,现有的SCWR出口接管和蒸汽腔室概念结构设计和材料具备可行性。

关键词：超临界出口接管蒸汽腔室数值分析

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超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发

超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发

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第九届全国新堆与研究堆学术报告会

作者：卢迪夏榜样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

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack.该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合.将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPROD... 详细信息

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack.该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合.将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPROD程序进行比较,结果表明,两者计算结果符合较好,Xpack程序的计算效率提高了60倍左右,证明该程序是高效、可靠的.

关键词：超临界水冷堆堆芯结构燃料管理 Xpack程序节块法

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裂纹梁非线性响应分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 43-47,51页

作者：蔡逢春张毅雄王明利龚君勇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

基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论... 详细信息

基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论一致。在较大简谐激励幅值条件下,深入探讨几何非线性对含呼吸裂纹梁响应的影响,为空心梁类结构的裂纹识别提供有益参考。

关键词：呼吸裂纹几何非线性谐激励

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压水堆核电厂失水事故后安全壳内产氢量计算研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 95-98页

作者：胡建军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ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的保守性。通过冷却剂的辐照分解产氢以及其他相关计算模型,对600MW(电功率)级压水堆核电厂失水事故工况下... 详细信息

采用ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的保守性。通过冷却剂的辐照分解产氢以及其他相关计算模型,对600MW(电功率)级压水堆核电厂失水事故工况下的氢气产生量进行计算。计算结果表明原评价结果过于保守,在核电厂失水事故后仍有充分的时间准备投入安全壳内氢气复合器。

关键词：压水堆核电厂失水事故 ORIGEN2 产氢量分析

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超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

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核动力工程 2013年第1期34卷 9-14页

作者：夏榜样杨平王连杰马永强李庆李翔刘静波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

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯... 详细信息

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯流动稳定性及平均出口温度;堆芯采用157盒燃料组件、高泄漏换料模式。通过堆芯概念设计方案评价,给出了循环长度、卸料燃耗、冷却剂出口温度、最大燃料包壳温度及最大线功率密度等关键参数。

关键词：超临界水冷堆概念设计冷却剂流动方案

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中国超临界水冷堆CSR1000总体设计研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 5-8页

作者：李翔李庆夏榜样李满昌刘龙升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

简要介绍了中国超临界水冷堆(CSR1000)的总体设计,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) CSR1000 总体设计

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