检索结果-南通市图书馆

核动力工程 2009年第3期30卷 1-3,12页

作者：孙英学杜娟卢岳川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

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

CPR1000设计瞬态计算中的RETRAN建模

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核动力工程 2009年第S2期30卷 26-30页

作者：周静中广核工程有限公司广东深圳518124

介绍了中国改进型压水堆1000MW核电站(CPR1000)设计瞬态计算中的RETRAN程序建模方法。首先对核岛主设备几何参数进行计算;然后按照应力计算的要求,对CPR1000主设备进行了详细地模拟,建立了大量的控制容积和导热构件。分别进行了稳态调... 详细信息

介绍了中国改进型压水堆1000MW核电站(CPR1000)设计瞬态计算中的RETRAN程序建模方法。首先对核岛主设备几何参数进行计算;然后按照应力计算的要求,对CPR1000主设备进行了详细地模拟,建立了大量的控制容积和导热构件。分别进行了稳态调试以及事故瞬态计算,并与珐玛通公司的计算结果进行了比较。结果表明,RETRAN程序模型基本满足设计瞬态分析和设备应力分析边界条件的模拟要求。

关键词： CPR1000 RETRAN 导热构件设计瞬态

AP1000非能动堆芯冷却系统及系统设计瞬态研究

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中国核电 2011年第3期4卷 195-206页

作者：王志中国核工业集团公司核电部北京100822

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功... 详细信息

AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。

关键词： AP1000 非能动堆芯冷却设计瞬态

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纵深防御理念下的核电机组调频能力深化研究

核安全 2024年第3期23卷 25-32页

作者：王煦嘉齐军沙正峰上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233 山东核电有限公司烟台265116

通过调研总结了国内、国外核电机组在调频方面的设计和运行经验,以国和一号调频能力深化研究为例,提出了开展核电机组调频能力优化评估的基本思路:首先是确定调频能力的优化目标;然后基于优化目标开展可行性评估,包括全寿期内反应堆冷... 详细信息

通过调研总结了国内、国外核电机组在调频方面的设计和运行经验,以国和一号调频能力深化研究为例,提出了开展核电机组调频能力优化评估的基本思路:首先是确定调频能力的优化目标;然后基于优化目标开展可行性评估,包括全寿期内反应堆冷却剂压力边界的完整性,控制棒和控制棒驱动机构的使用情况,以及运行中可能的技术风险;最后基于核安全纵深防御的理念提出了调频运行相关的安全改进措施,包括调频运行的投运和退出限制条件。深化研究表明,以包络EUR、URD和我国火电机组下限调频能力要求为优化目标,并考虑必要的纵深防御安全措施,国和一号具备进一步开展调频能力优化的技术可行性。

关键词：一次调频二次调频设计瞬态纵深防御

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稳压器人孔密封结构疲劳分析

压力容器 2020年第11期37卷 27-32页

作者：高永建上海核工程研究设计院有限公司上海200233

基于GB/T150-2011设计的核电试验台架用稳压器在设计寿命期间将承受压力和温度的循环载荷,需考虑其发生疲劳失效的可能性。应用ANSYS有限元软件建立稳压器人孔密封结构的有限元轴对称模型,先后对其进行了热分析和结构应力分析,最后根据J... 详细信息

基于GB/T150-2011设计的核电试验台架用稳压器在设计寿命期间将承受压力和温度的循环载荷,需考虑其发生疲劳失效的可能性。应用ANSYS有限元软件建立稳压器人孔密封结构的有限元轴对称模型,先后对其进行了热分析和结构应力分析,最后根据JB/T4732-1995附录C的相关规定对承压边界和连接螺栓进行疲劳分析和评定,为保证人孔密封结构在设计寿命内的结构完整性提供依据,也为其他类似结构的疲劳分析提供借鉴。

关键词：稳压器人孔密封结构设计瞬态疲劳分析

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核电站压水堆压力容器瞬态应力场分析

中国核科技报告 1987年 279-291页

作者：徐定耿王柏松上海核工程研究设计院

本文在启动、运行、停堆设计瞬态工况下,用轴对称有限元法和三维有限元法分别分析了整体压力容器和接管段由冷却剂温度、压力、内热源、螺栓力和接管载荷等载荷变化而产生的瞬态温度场和应力场。分析表明:瞬态应力分析的关键部位在接管... 详细信息

本文在启动、运行、停堆设计瞬态工况下,用轴对称有限元法和三维有限元法分别分析了整体压力容器和接管段由冷却剂温度、压力、内热源、螺栓力和接管载荷等载荷变化而产生的瞬态温度场和应力场。分析表明:瞬态应力分析的关键部位在接管段;由γ射线辐照产生的二维内热源分布所引起的热应力几乎局限于活性区,其最大值比其它应力要小一至二个量级。

关键词：设计瞬态内热源温度场应力场

基于GB150—2011设计的冷却器疲劳分析

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压力容器 2014年第3期31卷 34-39页

作者：高永建张明赵飞云陈健华上海核工程研究设计院上海200233

基于GB 150—2011设计的核电厂CRDM试验台架用冷却器在设计寿命期间将承受压力和温度的循环载荷,需考虑其发生疲劳失效的可能性。应用ANSYS有限元软件建立冷却器的局部三维有限元模型,根据设计瞬态的特点对其进行合并与分组,在最大峰值... 详细信息

基于GB 150—2011设计的核电厂CRDM试验台架用冷却器在设计寿命期间将承受压力和温度的循环载荷,需考虑其发生疲劳失效的可能性。应用ANSYS有限元软件建立冷却器的局部三维有限元模型,根据设计瞬态的特点对其进行合并与分组,在最大峰值应力强度所在区域设置评定截面,并根据JB/T 4732—1995附录C的相关规定进行疲劳分析和评定,为保证冷却器在设计寿命内的结构完整性提供依据,也为其他设备在类似瞬态工况下的疲劳分析提供借鉴。

关键词：冷却器设计瞬态疲劳分析

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核电站压水堆压力容器瞬态应力场分析

中国核科技报告 1988年第S2期 80-81页

作者：徐定耿王柏松上海核工程研究设计院

在启动、运行、停堆设计瞬态工况下,用轴对称有限元法和三维有限元法分别分析了整体压力容器和接管段由冷却剂温度、压力、内热源、螺栓力和接管载荷等载荷变化而产生的瞬态温度场和应力场。分析表明:瞬态应力分析的关键部位在接管段;... 详细信息

在启动、运行、停堆设计瞬态工况下,用轴对称有限元法和三维有限元法分别分析了整体压力容器和接管段由冷却剂温度、压力、内热源、螺栓力和接管载荷等载荷变化而产生的瞬态温度场和应力场。分析表明:瞬态应力分析的关键部位在接管段;由γ射线辐照产生的二维内热源分布所引起的热应力几乎局限于活性区,其最大值比其它应力要小一至二个量级。

关键词：设计瞬态内热源温度场应力场