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中国一体化反应堆核电厂创新安全壳设计研究 被引量：4
1
作者 秦忠 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第6期91-93,98,共4页
中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内... 中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内。这种一体化设计消除了传统的冷却剂回路管道,消除了大LOCA事故,具有更高的安全性。本文介绍了CIP安全壳系统方案选择、安全壳设计、安全壳设计压力的确定以及安全壳结构的计算分析。 展开更多
关键词 中国一体化反应堆核电厂 安全壳 设计研究
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模块化技术在船用反应堆系统管路布置设计中的应用
2
作者 孙冠宇 邬芝胜 +6 位作者 肖俊宁 李毅 黎春梅 黄捷 武相 夏军宝 干依燃 《应用科技》 CAS 2021年第4期98-102,共5页
为推进船用反应堆系统模块化设计进程,本文基于Creo三维数字化设计软件,提出船用反应堆系统模块化布置设计理念。本文通过对船用反应堆系统的特点分析,开展了反应堆系统管路模块化设计关键技术的研究,并以压力安全系统典型区域管路为设... 为推进船用反应堆系统模块化设计进程,本文基于Creo三维数字化设计软件,提出船用反应堆系统模块化布置设计理念。本文通过对船用反应堆系统的特点分析,开展了反应堆系统管路模块化设计关键技术的研究,并以压力安全系统典型区域管路为设计对象将模块化技术应用在船用反应堆系统管路布置设计中,最后得到模块化设计可使现场工作量前移约52%,减少了核动力舱室内的施工时间。 展开更多
关键词 船用反应堆 管路布置 数字化设计 模块化设计 设计软件 压力安全系统 阀门 支吊架
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中国先进研究堆功率调节系统的仿真研究及优化设计 被引量：6
3
作者 董化平 张建民 +1 位作者 曾海 金华晋 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第5期104-108,共5页
基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影... 基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影响。综合考虑CARR系统的工艺要求和功率控制系统的功能及特点,得到了数字控制器的整定参数和控制棒驱动机构的稳定限值:数字控制器的采样周期T=100ms,比例增益KP=300;控制棒位移精度的稳定限值为0.4mm,电磁线圈和衔铁的稳定限值为6.0mm。 展开更多
关键词 中国先进研究堆 数字化功率调节系统 瞬态仿真 SimPort仿真优化设计
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核反应堆热工水力多尺度耦合模拟初步研究 被引量：5
4
作者 刘余 张虹 贾宝山 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第S1期11-15,共5页
近年来,核反应堆安全分析越来越多地强调分析的精细化和真实性,国际上提出了热工水力多尺度耦合模拟研究。该方法包括系统、部件和局部3个尺度,通过一定的耦合方法将3者有机地结合到一起。采用类似的思路,本文提出了基于RELAP5、COBRA4... 近年来,核反应堆安全分析越来越多地强调分析的精细化和真实性,国际上提出了热工水力多尺度耦合模拟研究。该方法包括系统、部件和局部3个尺度,通过一定的耦合方法将3者有机地结合到一起。采用类似的思路,本文提出了基于RELAP5、COBRA4和CFX的多尺度耦合程序框架,完成了程序开发的前期工作,并通过2个简化问题的测试计算,对耦合程序进行了阶段性的验证。 展开更多
关键词 多尺度耦合 耦合方法 RELAP5/COBRA4/CFX
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岭澳核电站二期反应堆核测量相关系统设计 被引量：7
5
作者 李文平 杨戴博 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第2期1-4,共4页
分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、... 分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、RIC、LSS不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与DCS的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。 展开更多
关键词 岭澳核电站二期 核测量系统 功能分配 接口
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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析 被引量：4
6
作者 杜娟 孙英学 卢岳川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期652-655,共4页
本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 60a设计寿命 力学性能
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岭澳二期反应堆控制系统数字化技术应用及其工程适应性研究 被引量：5
7
作者 刘炯 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第1期82-85,共4页
反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计... 反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计特点和适应性研究的成果。 展开更多
关键词 核电厂 数字化技术 反应堆控制系统 人-机接口
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核动力装置的设计过程能力研究 被引量：1
8
作者 许川 王艳霞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S1期18-21,共4页
通过对设计过程能力的基本概念的理解,分析了设计过程能力的影响因素和各影响因素的组成内容,并尝试建立了设计过程能力的动态管理系统和设计过程能力的评价模型,从而分析影响核动力装置设计质量的主要原因和对策,明确了下一步工作的重点。
关键词 核动力装置 设计 过程能力 评价
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秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究
9
作者 罗英 米小琴 +3 位作者 魏亚东 钟元章 曹锐 张敬才 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第z1期48-52,共5页
秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机... 秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了反应堆压力容器管座焊接变形的控制措施. 展开更多
关键词 秦山二期 反应堆压力容器 管座焊接
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基于SIMULINK的核反应堆功率调节系统建模与仿真 被引量：2
10
作者 张倬 董化平 孙启航 《科技视界》 2016年第14期29-30,共2页
在建立核反应堆点堆动力学模型基础上,通过SIMULINK工具搭建反应堆功率调节系统模型,进行反应性扰动试验,对模型的仿真性能进行验证。仿真模型实现了期望的反应堆功率自动调节的要求和结果。本文工作为进一步开展反应堆控制系统设计奠... 在建立核反应堆点堆动力学模型基础上,通过SIMULINK工具搭建反应堆功率调节系统模型,进行反应性扰动试验,对模型的仿真性能进行验证。仿真模型实现了期望的反应堆功率自动调节的要求和结果。本文工作为进一步开展反应堆控制系统设计奠定了技术基础。 展开更多
关键词 核反应堆功率调节 SIMULINK 建模和仿真 计算机控制
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秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用
11
作者 肖鹏 许东芳 冯威 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S1期44-47,共4页
秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明... 秦山核电厂二期扩建工程(3#、4#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1#、2#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的。本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态。如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的。否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用。 展开更多
关键词 秦山核电厂 反应堆保护系统 安全性 经济性
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基于要素分析的核动力工程设计项目策划研究
12
作者 张倬 李健 +1 位作者 叶奇 李方立 《环境科学与管理》 CAS 2019年第12期5-9,共5页
为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等... 为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等进行分析。在此基础上,从理论和实践层面,就如何有效开展和实施核动力工程项目策划进行了探讨。从项目目标、整体管理、信息沟通等方面,针对性提出了管理对策措施的建议,以期优化改进项目策划工作,持续提高项目管理水平。 展开更多
关键词 核动力 工程设计 项目策划 要素分析
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无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用
13
作者 罗英 米小琴 +1 位作者 钟元章 张敬才 《中国核电》 2008年第4期304-308,共5页
论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆... 论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆压力容器无损检测方面增加了新的要求。 展开更多
关键词 秦山二期 核反应堆 压力容器 无损检测
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核动力装置设计质量形成机理及设计控制流程优化研究 被引量：1
14
作者 王艳霞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S1期22-26,59,共6页
通过研究设计质量构成、设计过程控制流程、设计产品的寿命周期和转换条件、核动力装置的设计过程,对核动力装置设计质量的形成机理进行了系统分析和薄弱环节的识别,并对设计质量问题产生的原因进行了初步分析,探讨了核动力装置设计过... 通过研究设计质量构成、设计过程控制流程、设计产品的寿命周期和转换条件、核动力装置的设计过程,对核动力装置设计质量的形成机理进行了系统分析和薄弱环节的识别,并对设计质量问题产生的原因进行了初步分析,探讨了核动力装置设计过程优化方法,并提出了改进和优化设计方法的措施。 展开更多
关键词 核动力装置 设计质量 设计产品寿命周期 设计过程优化
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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进 被引量：15
15
作者 周高斌 罗英 +4 位作者 邱天 张亚斌 王小彬 曾鹏 谢国福 《压力容器》 2014年第3期70-76,共7页
反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 主螺栓 螺孔 螺纹损伤 改进
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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究 被引量：3
16
作者 张毅雄 姜乃斌 +1 位作者 艾红雷 王伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期407-410,共4页
通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。
关键词 反应堆冷却剂系统 非线性 地震分析
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设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响分析 被引量：3
17
作者 孙英学 杜娟 卢岳川 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第3期1-3,12,共4页
通过疲劳分析、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,研究了设计瞬态和疲劳损伤对反应堆压力容器设计寿命的影响。研究结果表明,按60a寿命设计的反应堆压力容器是能够满足RCC-M规范的要求。
关键词 反应堆压力容器 设计瞬态 疲劳损伤
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数字化反应堆保护装置响应时间分析及设计 被引量：1
18
作者 王明星 孙诗炎 +2 位作者 伍巧凤 叶奇 贺理 《科技视界》 2017年第7期266-267,共2页
反应堆保护装置的响应时间是反应堆保护装置最重要的性能指标,文中通过对反应堆保护装置各个数据处理环节的分析,确定了各个环节对响应时间的影响,并从理论上计算得出其响应时间的最大值。
关键词 反应堆保护装置 响应时间 数字化
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核动力工程设计项目管理进度控制影响因素分析
19
作者 张倬 徐春 +1 位作者 霍蒙 谢细明 《装备环境工程》 CAS 2020年第4期123-127,共5页
为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研设计院所设计流程的基础上,根据项目进度控制的定义和内容,结合行业特点,针对管理与技术互为影响的实际,按设计过程阶段,对影响核动力工程设计项目进度的内部因素和外部因素进行分析。在... 为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研设计院所设计流程的基础上,根据项目进度控制的定义和内容,结合行业特点,针对管理与技术互为影响的实际,按设计过程阶段,对影响核动力工程设计项目进度的内部因素和外部因素进行分析。在理论和实践层面,就如何有效实施核动力工程项目管理、控制设计进度进行了探讨。从策划、组织管理、信息沟通等方面,针对性地提出了有关管理对策措施的建议,以期优化改进项目进度控制工作,持续提高项目管理水平。 展开更多
关键词 核动力 工程设计 进度控制 项目管理
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核反应堆模糊控制
20
作者 王远隆 《自动化信息》 2008年第11期46-48,共3页
本文采用比较分析方法，分别用模糊控制技术与常规控制技术实现对反应堆的控制，并通过仿真计算给出图示对比。结果表明，用模糊控制技术实现对反应堆的控制有其独特的优越性。
关键词 核反应堆动力学特性 点堆模型 模糊控制
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