模块式小型堆反应堆压力容器内支承环和筒体焊接残余应力数值计算 被引量：1

1

作者 邱阳 罗英 +6 位作者 杨敏 陈海波 邱天 杨立才 王昫心 郑浩 吴昊 《电焊机》 2019年第7期1-6,共6页

通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型堆反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为... 通过有限元数值模拟研究300mm厚模块式小型堆反应堆压力容器(RPV)内支承环和筒体焊接模拟件的残余应力分布,并采用小孔法测试验证计算结果。结果表明,模拟件焊缝区域径向应力沿厚度呈自平衡分布,上下表面区域径向应力为拉伸应力,内部为压缩应力;焊缝区域环向应力为基本拉伸应力,上下表面区域应力大于内部环向应力,峰值拉伸环向应力出现在距表面一定深度位置;最小环向及径向应力在焊缝中心线上的位置由模拟件第二步焊接工序完成后的焊缝金属高度决定;由于第一步和第二步焊接后模拟件刚度足够大,第一步焊接的焊缝金属表面位置处应力变化较大。 展开更多

关键词 模块式小型堆 反应堆压力容器 支承环 筒体 焊接残余应力 数值模拟 有限元法

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模块式小型反应堆研发现状及前景分析 被引量：15

2

作者 熊厚华 杜继富 +1 位作者 曾正魁 陈志远 《价值工程》 2015年第2期30-31,共2页

目前的核电站大多数为装机容量较大的反应堆,有些甚至达到了175万千瓦的单机容量,大型堆核电站一次性投入成本高、建造周期长,且难以适应小型电网的需求,而小型反应堆恰好可以解决这一问题,全球掀起了模块式小型核电机组的开发热潮。文... 目前的核电站大多数为装机容量较大的反应堆,有些甚至达到了175万千瓦的单机容量,大型堆核电站一次性投入成本高、建造周期长,且难以适应小型电网的需求,而小型反应堆恰好可以解决这一问题,全球掀起了模块式小型核电机组的开发热潮。文章主要介绍了模块式小型反应堆的研发现状、用途,并分析了小型堆与常规堆的优劣势及其发展前景。 展开更多

关键词 模块式 小型反应堆 发展状况 前景

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模块式小型堆反应堆保护系统结构分析 被引量：1

3

作者 冯威 俞赟 罗炜 《科技视界》 2015年第17期223-223,247,共2页

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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国内外小型模块化反应堆的异同和国际合作前景分析 被引量：6

4

作者 殷德健 雷蕾 邹象 《核安全》 2022年第6期30-35,共6页

小型模块化反应堆的发展受到国际高度关注,近期国际原子能机构提出了核能发展协同和标准化倡议(NHSI),旨在为小型模块化反应堆探寻协调一致的监管方案和工业方案。本文调研了国内外小型模块化反应堆的技术特点和国际发展趋势,总结了我... 小型模块化反应堆的发展受到国际高度关注,近期国际原子能机构提出了核能发展协同和标准化倡议(NHSI),旨在为小型模块化反应堆探寻协调一致的监管方案和工业方案。本文调研了国内外小型模块化反应堆的技术特点和国际发展趋势,总结了我国小型模块化反应堆发展状况与监管面临的政策和技术挑战,介绍了核能协同与标准化倡议的基本情况,分析了小型模块化反应堆相关的国际合作前景及对我国的潜在影响。与国际相比,我国小型模块化反应堆在技术特点、市场应用和面临的主要挑战等方面存在差异,未来小型模块化反应堆相关的国际合作将持续活跃。 展开更多

关键词 小型模块化反应堆 smr 核能协同与标准化倡议 NHSI

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小型反应堆将点燃核能复兴?

5

作者 凯文.布利斯 《科技创业》 2013年第4期17-18,共2页

小型模块式核反应堆的造价相对便宜，操作也更安全，企业和政府也有很大的动力来发展和批准它们。但它们提供的能量的价格足以和天然气竞争吗？它们会真的帮助美国停滞的核能产业复苏吗？

关键词 小型反应堆 核能 点燃 核反应堆 模块式 天然气

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基于知识矩阵推理的小型模块化反应堆并发故障诊断方法研究

6

作者 彭俏 马杰 +1 位作者 刘明辉 绳东杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期170-173,共4页

针对小型模块化反应堆(SMR)并发故障诊断问题,提出了一种基于知识矩阵进行知识表达和推理的并发故障诊断方法,该方法给出了一种高效的专家知识表达方式,将传统专家系统复杂的逻辑推理转换为简捷的矩阵运算,提高了故障诊断效率,可满足SM... 针对小型模块化反应堆(SMR)并发故障诊断问题,提出了一种基于知识矩阵进行知识表达和推理的并发故障诊断方法,该方法给出了一种高效的专家知识表达方式,将传统专家系统复杂的逻辑推理转换为简捷的矩阵运算,提高了故障诊断效率,可满足SMR在线并发故障诊断的要求,并以SMR发生主冷却剂管路破损和控制棒掉棒并发故障为诊断示例证明了本方法的有效性。 展开更多

关键词 小型模块化反应堆(smr) 并发故障诊断 知识矩阵推理

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美国小型模块化压水堆堆内构件流致振动分析方法研究

7

作者 刘锐 孙树海 +1 位作者 刘宇生 吴彦农 《核安全》 2023年第6期73-79,共7页

为评价小型模块化反应堆(SMR)堆内构件的综合振动行为,证明堆内构件在流致振动影响下具有足够的安全裕度,美国核管会(NRC)在2017年发布了第4版R.G.1.20《预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲》。本文研究了第4版R.G.1.20... 为评价小型模块化反应堆(SMR)堆内构件的综合振动行为,证明堆内构件在流致振动影响下具有足够的安全裕度,美国核管会(NRC)在2017年发布了第4版R.G.1.20《预运行和初始启动试验期间堆内构件振动综合评价大纲》。本文研究了第4版R.G.1.20对小型模块化反应堆堆内构件综合振动评价的特殊要求,包括:综合振动评价的范围的特殊要求、控制棒驱动系统和主泵需要考虑的特殊要求。调研了美国小堆Nu Scale堆内构件流致振动的分析和评价方法,分析了可能影响小型模块化压水堆堆内构件振动的潜在激励机制,为我国小型模块化压水堆堆内构件流致振动的审评提供参考。 展开更多

关键词 小型模块化反应堆(smr) 堆内构件 流致振动 R.G.1.20

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世界新型反应堆设计研究概况

8

作者 李韡 《国外核新闻》 2001年第11期12-13,共2页

关键词 核反应堆 小型模块堆 smr CAREM ENHS IRIS-50 MRX MSBWR RS-MHR

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模块式小型核反应堆稳压器波动管破口事故分析研究 被引量：2

9

作者 尹莎莎 罗涵禹 +4 位作者 秋穗正 黄伟 陈志辉 田野 方华伟 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期113-116,共4页

针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表... 针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表明:波动管破口尺寸为0.002 m^2时,事故进程最为严重,该结果可为SMR的严重事故管理导则提供参考依据。 展开更多

关键词 模块式小型核反应堆(smr) 严重事故 波动管 MELCOR 破口失水

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小型一体化压水堆主设备设计比较研究 被引量：1

10

作者 林千 《发电设备》 2017年第3期171-175,共5页

归纳了世界主要一体化压水堆的主设备设计特征,对各种堆型的整体结构以及蒸汽发生器、主泵布置、控制棒驱动机构、稳压器等主设备的设计特征进行了阐述。通过比较分析各种方案的技术差异及潜在问题,为新型一体化压水堆主设备的研发设计... 归纳了世界主要一体化压水堆的主设备设计特征,对各种堆型的整体结构以及蒸汽发生器、主泵布置、控制棒驱动机构、稳压器等主设备的设计特征进行了阐述。通过比较分析各种方案的技术差异及潜在问题,为新型一体化压水堆主设备的研发设计提供指导。 展开更多

关键词 小型模块式反应堆 一体化压水堆 主设备

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小型模块化反应堆冷却剂平均温度的预测控制方法 被引量：4

11

作者 潘瑾宜 杨婷 钱虹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期62-67,共6页

小堆的应用相对大型压水堆更具有灵活性,需要考虑在并网和孤岛运行下的负荷变动需求,然而棒速控制下的冷却剂平均温度被控系统是非自衡系统,且具有较强的刚性、开环不稳定性以及复杂的非线性。本文设计了一种改进型动态矩阵控制器(DMC)... 小堆的应用相对大型压水堆更具有灵活性,需要考虑在并网和孤岛运行下的负荷变动需求,然而棒速控制下的冷却剂平均温度被控系统是非自衡系统,且具有较强的刚性、开环不稳定性以及复杂的非线性。本文设计了一种改进型动态矩阵控制器(DMC)。该控制器拓宽了传统预测控制的适用范围,克服了该算法的适用局限性。通过与程序单元控制以及比例积分(PI)控制进行对比,验证了改进型DMC预测控制下的冷却剂平均温度系统稳态误差更小,响应速度更快,具有更好的跟踪性能。 展开更多

关键词 小型模块化反应堆(smr) 冷却剂平均温度 预测控制 自衡化模型

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模块式小型堆汽轮机事故停机工况下RCS超压分析研究

12

作者 陈宏霞 田皓文 +3 位作者 喻娜 邱志方 方红宇 关仲华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S1期1-5,共5页

采用RELAP5程序对模块式小型堆汽轮机事故停机工况下的反应堆冷却剂系统(RCS)超压进行了研究。为防止汽轮机事故工况下RCS超压,从减少堆芯能量的产生、一回路超压保护2方面进行了设计改进。分析结果表明,选择合理的波动管流通面积,能够... 采用RELAP5程序对模块式小型堆汽轮机事故停机工况下的反应堆冷却剂系统(RCS)超压进行了研究。为防止汽轮机事故工况下RCS超压,从减少堆芯能量的产生、一回路超压保护2方面进行了设计改进。分析结果表明,选择合理的波动管流通面积,能够有效缓解RCS超压。 展开更多

关键词 模块式小型堆 汽轮机事故停机 超压分析 反应堆冷却剂系统(RCS)

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“玲龙一号”反应堆研发关键技术——堆芯设计与安全设计 被引量：5

13

作者 宋丹戎 李庆 +5 位作者 秦冬 党高健 曾畅 李松 肖仁杰 魏学栋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第4期1-5,共5页

模块式小型反应堆(SMR)是一种新型的核能系统。"玲龙一号"反应堆(ACP100)是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、... 模块式小型反应堆(SMR)是一种新型的核能系统。"玲龙一号"反应堆(ACP100)是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。 展开更多

关键词 “玲龙一号”反应堆(ACP100) 模块式小型反应堆(smr) 堆芯设计 安全设计

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小型模块化超临界水冷堆研发

14

作者 臧金光 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第6期72-76,共5页

小型模块化超临界水冷堆(SCW-SMR)是超临界水冷堆(SCWR)与小型模块化反应堆(SMR)的有机融合,可兼具二者的优势,既具有独立的市场需求,也为大型百万千瓦级超临界水冷堆的工程实践提供了基础。本文介绍了SCW-SMR的研发背景、国际主要研发... 小型模块化超临界水冷堆(SCW-SMR)是超临界水冷堆(SCWR)与小型模块化反应堆(SMR)的有机融合,可兼具二者的优势,既具有独立的市场需求,也为大型百万千瓦级超临界水冷堆的工程实践提供了基础。本文介绍了SCW-SMR的研发背景、国际主要研发动态、技术特点和优势,提出了研发过程的一些思考,包括总体设计原则、主要设计要求、具体设计考虑和研发阶段建议,供后续研发参考。 展开更多

关键词 小型模块化反应堆(smr) 超临界水冷堆(SCWR) 研发阶段 技术考虑

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致力项目开发 点燃发展引擎——多种核能与核技术新项目开发概要 被引量：4

15

作者 毛晓明 《中国工程科学》 北大核心 2012年第8期14-16,共3页

作为中国核工程开发海外市场的旗舰,中原对外工程有限公司将项目开发作为发展引擎,在百万千瓦级核电项目开发、研究性核反应堆项目开发、多功能医院中子照射器开发研究及多用途模块式小型反应堆项目开发工作中不懈努力,为和平利用核能... 作为中国核工程开发海外市场的旗舰,中原对外工程有限公司将项目开发作为发展引擎,在百万千瓦级核电项目开发、研究性核反应堆项目开发、多功能医院中子照射器开发研究及多用途模块式小型反应堆项目开发工作中不懈努力,为和平利用核能、核技术做出贡献。 展开更多

关键词 百万千瓦级核电项目 研究性核反应堆 医院中子照射器 模块式小型反应堆

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一体化小堆失水事故响应及后果研究

16

作者 蔡伟 乐志东 魏婷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第1期149-155,共7页

为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则... 为全面分析一体化小型模块式反应堆(简称小堆)失水事故,基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型,对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析,结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则。此外,提出了改进的紧贴式安全壳方案及可选的参数配置,计算结果表明采用改进方案可使一回路和安全壳压力很快达到平衡,更早终止破口流量,从而减少一回路失水量和放射性释放量,提升堆芯安全性并降低事故剂量后果,壳外水池容量可保障安全壳长期冷却。研究成果可为一体化小堆工程应用和安全壳设计提供参考依据。 展开更多

关键词 一体化小型模块式反应堆(简称小堆) 失水事故 瞬态响应 放射性后果 紧贴式安全壳

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