检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第5期34卷 30-32页

作者：张丽屏郑连纲卢岳川刘文进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

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对... 详细信息

反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。

关键词：堆芯简体反应堆压力容器快速断裂

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

CEA93核数据库分析研究

引用

核动力工程 2013年第6期34卷 13-17页

作者：郭凤晨王家翀芦韡姚栋刘旭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成都610041

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CE... 详细信息

对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CEA93库进行维护更新,具有维护便捷、不易出错的优点。

关键词：核数据多群常数库维护

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究

引用

核动力工程 2013年第2期34卷 79-82页

作者：景福庭陈炳德杨洪润吕焕文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PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放... 详细信息

采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。

关键词：放射性裂变产物燃料芯块释放影响因素

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核电站压力容器螺孔长杆梳刀装置研制

引用

核动力工程 2013年第4期34卷 161-163页

作者：黄新东黄辉洪龙李鑫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

在反应堆运行和开盖操作过程中,压力容器的主螺栓孔的螺纹段可能会产生各种缺陷,这些缺陷在再次扣盖前必须经过处理。针对上述工况,研制了一种压力容器螺孔长杆梳刀装置,本文阐述了该长杆梳刀装置的设计要求,详细描述该装置的设计方案... 详细信息

在反应堆运行和开盖操作过程中,压力容器的主螺栓孔的螺纹段可能会产生各种缺陷,这些缺陷在再次扣盖前必须经过处理。针对上述工况,研制了一种压力容器螺孔长杆梳刀装置,本文阐述了该长杆梳刀装置的设计要求,详细描述该装置的设计方案以及具体结构形式。

关键词：核电站压力容器长杆梳刀缺陷

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于T-S型模糊神经网络的反应堆功率调节研究

引用

核动力工程 2013年第3期34卷 109-112页

作者：廖龙涛陈智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

压水堆核动力装置通过对反应堆功率的控制,实现大范围工况变化下对负荷的跟踪,并维持反应堆主要参数的稳定。为了提高核功率的控制效果,提出一种基于T-S型模糊神经网络的自适应模糊控制器,并通过多种工况仿真试验下与经典比例-积分(PI)... 详细信息

压水堆核动力装置通过对反应堆功率的控制,实现大范围工况变化下对负荷的跟踪,并维持反应堆主要参数的稳定。为了提高核功率的控制效果,提出一种基于T-S型模糊神经网络的自适应模糊控制器,并通过多种工况仿真试验下与经典比例-积分(PI)控制器比较,说明了该控制器的优越性。

关键词：反应堆核功率控制模糊控制模糊神经网络

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

堆芯中子学程序系统SARCS-4.0的开发及初步验证

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 24-26页

作者：柴晓明马永强王育威芦韡姚栋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

开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本... 详细信息

开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本功能。使用SARCS-4.0系统对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯进行计算以验证程序系统的计算准确性,结果表明,SARCS-4.0系统具有较高计算精度,该系统从功能上、精度上均适用于新型反应堆堆芯选型研究。

关键词：核反应堆中子学程序 SARCS-4 可燃毒物超临界水冷反应堆

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

超临界水冷堆堆内构件密封研究

引用

核动力工程 2013年第1期34卷 57-59,70页

作者：刘晓方才顺王留兵张宏亮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

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS... 详细信息

为实现中国超临界水冷堆(CSR1000)双流程设计方案,反应堆内部需要设置多处密封结构。鉴于电厂压水堆及其他行业在密封结构上的使用经验,"O"形环、"C"形环用于CSR1000堆内构件密封设计是可行的,通过有限元软件ANSYS模拟密封环的受载情况,并对压缩量及回弹量等关键参数进行计算分析。

关键词：中国超临界水冷堆(CSR1000) 密封结构计算分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆保护系统结构与可靠性的关系

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 179-183页

作者：肖鹏周继翔刘宏春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

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的... 详细信息

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考。

关键词：反应堆保护系统设计准则可靠性故障树分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

面向核反应堆计算软件的运行平台设计与实现

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 77-79页

作者：冯波芦韡冯晋涛范家杰袁光辉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

提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核... 详细信息

提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核电厂堆芯运行支持与燃料规划专用软件包(简称QSICOR)。通过应用研究表明,该平台能提升核设计的效率,有效地解决传统核反应堆计算软件在使用方式上的不足。

关键词：核反应堆计算软件运行平台核设计 QSICOR

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 188-191,195页

作者：黄代顺蒋孝蔚余红星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

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷... 详细信息

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了***(2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。

关键词：非能动安全壳冷却系统 CFD 冷凝蒸发

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：