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反应堆中核安全级管道的安装技术问题讨论

原子能科学技术 2009年第S2期43卷 323-325页

作者：刘基华张之华徐显启福建宁德核电有限公司福建宁德355200 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

反应堆中管道种类繁多,布置复杂,安装难度大。本文针对影响反应堆安全的一回路管道以及其它压力管道安装中的一些关键技术问题进行讨论,主要涉及管道、阀门、密封件等的安装与试验,预判安装中可能发生的问题,并提出了应采取的处理措施。

关键词：反应堆管道安装质量

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中子活化片活度测量方法研究

核动力工程 2007年第4期28卷 122-124页

作者：谷振军张一云徐显启四川大学物理科学与技术学院成都610064 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

提出了利用4πβ-γ符合装置,不制作薄膜源情况下测量中子活化片活度的新方法。通过改变光电倍增管电压,使γ道探测器对γ光子和K层特征X射线探测效率一致,不进行效率外推,便可得到中子活化片活度。理论分析表明该方法可行。

关键词：中子活化片活度 4πβ-γ符合直接测量法

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研究堆用自然循环阀样机实验验证

核动力工程 2004年第2期25卷 180-182,192页

作者：张佑杰吴莘馨姜胜耀徐显启李胜强清华大学核能技术设计研究院北京100084

自然循环阀是研究堆停堆后利用自然循环方式实现堆芯余热排除的重要设备之一。研究堆用自然循环阀采用了特殊本体结构和10.5m长的远传操纵杆,以满足堆用自然循环阀的性能要求。为获得自然循环阀真实的阻力特性,并验证其动作可靠性,在模... 详细信息

自然循环阀是研究堆停堆后利用自然循环方式实现堆芯余热排除的重要设备之一。研究堆用自然循环阀采用了特殊本体结构和10.5m长的远传操纵杆,以满足堆用自然循环阀的性能要求。为获得自然循环阀真实的阻力特性,并验证其动作可靠性,在模拟实验回路上对自然循环阀样机的密封性能、水力特性和操作机构可靠性进行了实验验证。结果表明:研究堆用自然循环阀样机性能及其可靠性满足了工程设计要求。

关键词：阀门研究堆实验验证反应堆设备

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同位素辐照组件热工水力计算与试验研究

核动力工程 2009年第3期30卷 95-98页

作者：黄洪文钱达志叶林徐显启周珊中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

采用数值模拟方法建立了同位素辐照组件的几何模型和数学模型,利用COBRAⅢC/MIT程序计算了同位素辐照组件的热工水力参数,并与试验结果进行了分析比较。计算得出辐照组件表面和中心最高温度分别为66.6℃和72.7℃,小于设计限值80℃;辐照... 详细信息

采用数值模拟方法建立了同位素辐照组件的几何模型和数学模型,利用COBRAⅢC/MIT程序计算了同位素辐照组件的热工水力参数,并与试验结果进行了分析比较。计算得出辐照组件表面和中心最高温度分别为66.6℃和72.7℃,小于设计限值80℃;辐照组件热通道最小偏离泡核沸腾比为5.72,大于其设计限值1.5。分析结果证明,同位素辐照组件入堆辐照的热工安全性能满足要求。

关键词：辐照组件热工水力 COBRAⅢC/MIT程序

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主回路小破口失水事故分析

核动力工程 2010年第4期31卷 78-81页

作者：黄洪文刘汉刚钱达志徐显启中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

采用RETRAN-02程序,建立主回路小破口失水事故典型模型,计算了某反应堆主回路小破口失水事故时各种热工水力参数的瞬态变化,分析了该事故发生时的物理过程及预防措施。分析表明,该反应堆具有良好的抵御此类事故的能力。

关键词：小破口事故 RETRAN.02 热工水力

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池式研究堆高功率全厂断电事故分析

核动力工程 2012年第4期33卷 13-16页

作者：黄洪文刘汉刚钱达志徐显启中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排... 详细信息

针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排除系统和自然对流方式导出堆芯的剩余发热,防止核安全事故的发生;由可靠电源供电的辅助冷却是缓解该事故的有效措施,其供电能力不小于1 h。

关键词：研究堆全厂断电事故 RETRAN-02

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反应堆重水系统管道安装

核动力工程 2008年第2期29卷 66-69页

作者：叶林黄洪文徐显启钱达志周韦中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

介绍了反应堆重水系统管道安装的特点及主要安装步骤。结合系统设计、设备供应和现场管理等实际工作情况,分析了影响管道安装质量和进度的主要问题并提出以下解决办法:①以书面形式确定设计工作的接口划分并严格执行,使设计接口协调一致... 详细信息

介绍了反应堆重水系统管道安装的特点及主要安装步骤。结合系统设计、设备供应和现场管理等实际工作情况,分析了影响管道安装质量和进度的主要问题并提出以下解决办法:①以书面形式确定设计工作的接口划分并严格执行,使设计接口协调一致;②充分、彻底地做好设计审查、技术交底等安装准备工作;③系统设计应考虑系统冲洗、各试验检验项目、在役检查和设备维修的综合要求;④建立完善的文件发布和分发系统,按照最新的文件分发清单分发文件;⑤制定详尽的物项采购计划;⑥在物项采购合同中,应对采购物项的技术要求和质量保证要求作出规定;⑦在物项加工过程中,采用要求供方提供有关质量的客观证据、在供方驻厂监造、外部质保监查以及交货检验等措施对所购物项的质量进行控制;⑧制定一系列项目管理程序,明确职责分工、联络渠道等内容。

关键词：反应堆重水系统管道安装管理

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研究堆自然循环阀直径的选择与实验验证

核动力工程 2012年第S1期33卷 115-118页

作者：黄洪文刘汉刚徐显启钱达志中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

为了确定某研究堆自然循环阀门直径,利用RETRAN-02分析模型,从自然循环阀(NCV)误打开和停堆后自然循环建立过程的角度,分析研究堆自然循环阀直径分别为150、200、250和300 mm时通过的流量、堆芯热通道的流量、燃料元件热点温度和最小偏... 详细信息

为了确定某研究堆自然循环阀门直径,利用RETRAN-02分析模型,从自然循环阀(NCV)误打开和停堆后自然循环建立过程的角度,分析研究堆自然循环阀直径分别为150、200、250和300 mm时通过的流量、堆芯热通道的流量、燃料元件热点温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)的差异以及对反应堆安全的影响,最后选定NCV的直径为200 mm。

关键词：研究堆自然循环阀最小偏离泡核沸腾比

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新型铪控制棒的研制

核动力工程 2008年第3期29卷 48-51页

作者：黄洪文叶林钱达志徐显启张之华中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

铪材具有良好的综合性能,是反应堆控制棒的首选材料。为了克服铪板辐照后的变形和力学性能下降等问题,增加控制棒的使用寿命,开展了新型控制棒组件的研制工作。在研制过程中,对铪材的化学成分、机械性能、腐蚀性能、物理性能等进行了试... 详细信息

铪材具有良好的综合性能,是反应堆控制棒的首选材料。为了克服铪板辐照后的变形和力学性能下降等问题,增加控制棒的使用寿命,开展了新型控制棒组件的研制工作。在研制过程中,对铪材的化学成分、机械性能、腐蚀性能、物理性能等进行了试验研究,并进行了成品验证试验,证明此新型控制棒的设计和制造完全满足技术要求,具有良好的机械性能,能有效提高铪控制棒的使用寿命。

关键词：研究堆铪材控制棒辐照变形