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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：叶献辉蔡逢春臧峰刚张毅雄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

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动... 详细信息

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动力特性和颤振特性的影响.结果表明:当固支端附近出现裂纹时,输流管道的颤振临界流速将减小,越靠近固支端,颤振临界流速减小的越多.且随着裂纹深度增加颤振临界流速降低的更加明显.但裂纹离固支端一定位置后时,裂纹的出现将会增大管道的临界流速.

关键词：反应堆悬臂输流管道裂纹梁管道颤振临界流速模态函数

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蒙特卡罗方法在核反应堆研究设计中的应用

蒙特卡罗方法在核反应堆研究设计中的应用

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第十届全国蒙特卡罗方法及其应用学术会议

作者：姚栋于颖锐汪量子安萍胡建军涂晓兰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

随着核动力技术的发展，不断开展新型反应堆的研究，反应堆的燃料形式和堆芯布置都较为复杂，由于蒙特卡罗(MC)方法具有强大的几何处理能力和较高的计算精确度，它是模拟分析这些复杂堆芯的有效手段。本文介绍了MC方法在反应堆燃料栅格... 详细信息

随着核动力技术的发展，不断开展新型反应堆的研究，反应堆的燃料形式和堆芯布置都较为复杂，由于蒙特卡罗(MC)方法具有强大的几何处理能力和较高的计算精确度，它是模拟分析这些复杂堆芯的有效手段。本文介绍了MC方法在反应堆燃料栅格中子能谱、压力容器快中子注量计算中的应用。以及基于MC方法开发的溶液堆堆芯分析程序、超临界水冷堆燃料栅格和堆芯中子学和热工水力耦合计算程序以及球床燃料堆芯分析程序的思路。最后提出了需要进一步开展的研究工作。

关键词：核反应堆蒙特卡罗方法堆芯设计程序堆芯分析方法

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核反应堆控制系统的鲁棒性分析

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自动化与仪器仪表 2012年第6期 186-188,191页

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四川成都610041 国家能源压水反应堆技术研发中心四川成都610041

本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

关键词：核反应堆 PID 鲁棒性

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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：李冬生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

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。

关键词：核电站压水堆堆芯装载燃料组件

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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作，对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析，介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORJGEN2程序的计算模型，以及其它相关计算模型。

关键词：核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算安全壳压水堆计算模型

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核能产氢用先进高温反应堆技术初探

核能产氢用先进高温反应堆技术初探

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：赵伟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

从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,... 详细信息

从燃料、冷却剂和堆芯余热导出等几个方面来介绍先进高温反应堆的技术特点;分析先进高温反应堆与热化学产氢工艺之间的技术要求和参数匹配关系;通过与目前已掌握的反应堆技术的比较来认识和了解先进高温反应堆所拥有的关键技术。最后,对如何开展先进高温反应堆技术研究与开发提出一些建议。

关键词：高温反应堆核能产氢冷却剂堆芯余热导出

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议

作者：李冬生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

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析.

关键词：堆芯换料燃料管理安全评价启动物理试验

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溶液堆物理热工耦合程序开发及堆芯气泡分布初步研究

溶液堆物理热工耦合程序开发及堆芯气泡分布初步研究

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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：汪量子姚栋王侃清华大学工程物理系北京100084 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 清华大学工程物理系北京100084

溶液堆内辐照裂解气体的存在是影响溶液堆运行稳定性的重要因素，浮力、碰撞等复杂的相互作用造成这些气体在燃料溶液中形成气泡之后的行为难以预测。现有的分析手段通常用关于坐标的函数来近似估计气泡的分布。使用CFX对溶液堆气液两... 详细信息

溶液堆内辐照裂解气体的存在是影响溶液堆运行稳定性的重要因素，浮力、碰撞等复杂的相互作用造成这些气体在燃料溶液中形成气泡之后的行为难以预测。现有的分析手段通常用关于坐标的函数来近似估计气泡的分布。使用CFX对溶液堆气液两相试验工况进行数值模拟的结果表明，应用多尺寸组分模型（Multiple Size Group，MUSIG）能够很好地反映堆内气泡的迁徙过程。本文将介绍基于溶液堆燃料管理程序FMCAHR和流体动力学数值计算程序ANSYS CFX 10.0的耦合程序FMCAHR_CFX，并使用该程序分析简单溶液堆模型中的气泡分布。

关键词：溶液堆物理热工耦合堆芯气泡分布辐照裂解气体 MUSIG模型群体平衡方程燃料管理

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数字化控制系统基本技术分析

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自动化与仪器仪表 2017年第6期 43-46页

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四川成都610213 国家能源压水反应堆技术研发中心四川成都610213

就数字化控制系统的基本技术做了一个学理上的分析。在此基础上,深入探讨了数字化控制系统的采样周期问题和核能系统数字化PID控制策略问题,给出了采样周期的选择原则,给出了离散化原理的广泛存在性实例,指出了PID的积分饱和问题所在并... 详细信息

就数字化控制系统的基本技术做了一个学理上的分析。在此基础上,深入探讨了数字化控制系统的采样周期问题和核能系统数字化PID控制策略问题,给出了采样周期的选择原则,给出了离散化原理的广泛存在性实例,指出了PID的积分饱和问题所在并提供了改进途径。这里特别强调指出,数字化技术既是计算机和信息化时代的核心技术,也是核电站和未来智能化时代重要的基本技术。

关键词：数字化控制器采样时间比例积分微分

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蒸汽传热管破裂事故中颗粒物喷射的数值模拟

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核技术 2018年第2期41卷 55-62页

作者：张晗周涛田晓瑞周蓝宇夏榜样华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 南华大学核科学技术学院衡阳421001 核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗... 详细信息

蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗粒物喷射过程进行模拟研究。对连续相采取k-ε模型预测湍流变化,多相流模型选择混合模型,对颗粒相采取DPM(Discrete Particle Model)模型跟踪颗粒运动轨迹。研究发现,破口附近是高速场和高温度场,而在破口上方,温度场和速度场逐渐恢复均匀性;在破口上方附近存在回流现象;破口附近颗粒随着流场运动对二次侧管壁产生冲击,破口附近壁面所受到的冲击最严重;在破口上方及背离破口的管道附近存在颗粒物聚集现象,可能导致传热恶化;随着高度的增加,破口的影响开始扩散。

关键词：颗粒物蒸汽传热管破裂喷射

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