搜索结果: 1-15 共查到“知识库 裂变堆控制”相关记录90条 . 查询时间(8.203 秒)
RELAP5缓发中子先驱核输运模型扩展及验证
熔盐堆 一维缓发中子先驱核 输运模型 二阶Godunov
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2022/3/22
液态燃料熔盐堆作为第四代核反应堆概念之一，在安全、经济、防核扩散方面都具有独特的优势。液态燃料熔盐堆特有的中子动力学和热工水力学特性，致使传统固态燃料堆系统分析程序不再适用于液态燃料熔盐堆的瞬态分析和安全评估。为了提高反应堆系统安全分析程序RELAP5/Mod4.0（ReactorExcursionandLeakAnalysisProgram）在液态燃料熔盐堆安全分析中的适用性和精确度，基于一维缓...
后处理效率对熔盐堆燃料循环性能的影响
化学后处理 熔盐堆 分离效率 燃料循环
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2022/3/17
化学后处理是液态熔盐堆的重要特征之一，其后处理效率将会影响堆芯燃料循环的中子学性能，因此，有必要研究不同后处理方案对熔盐堆燃料循环性能的影响。本文基于65MW熔盐堆堆芯结构，重点研究后处理模式对熔盐堆中子学性能的影响。采用批处理方式，选取不同的后处理方案及效率，借助熔盐堆后处理耦合程序，对剩余反应性、低富集铀添加量、重金属摩尔比和燃耗深度等中子学性能进行研究。研究结果表明：裂变产物的分离效率对燃料...
核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估
核反应堆 核主泵
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2009/11/3
为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化，通过CFD数值模拟软件FLUENT，应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟，获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况，分析了压力和速度分布规律，并进行了性能预估。结果表明，稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到...
BWR Stability Issues in Japan
BWR Stability Issues Japan
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2009/9/3
The present paper reviews activates relevant to the boiling water reactor (BWR) stability phenomenon, which has a coupled neutronic and thermal-hydraulic nature, from the viewpoint of model and code d...
Closed Fuel Cycle and Minor Actinide Multirecycling in a Gas-Cooled Fast Reactor
Fuel Cycle Minor Actinide Multirecycling
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2009/9/2
The Generation IV International Forum has identified the Gas-Cooled Fast Reactor (GCFR) as one of the reactor concepts for future deployment. The GCFR targets sustainability, which is achieved by the ...
900MWe压水堆蒸汽发生器部分给水管线破口情况下的给水流量分析
蒸汽发生器 给水管线破口 给水流量分析
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2009/5/19
在900MWe压水堆中，蒸汽发生器的给水是非常重要的，特别是在1根给水管线破口的情况下，给水泵必须通过另外2根未破损的给水管线向蒸汽发生器提供足够的流量。本工作对上述情况下未受影响的蒸汽发生器的给水流量进行了分析，并阐述了对其进行测量、计算及误差处理的主要原理和方法。
CEFR主工艺系统和设备的特点、设计和力学分析
中国实验快堆
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2009/5/19
中国实验快堆（CEFR）是我国第一座快中子反应堆，它的核岛主工艺系统是由我国引进技术，自主设计完成的，目前正在进行紧张的施工。本文简单介绍CEFR核岛主工艺系统和设备的主工艺特点、设计和力学分析过程中的问题和解决办法。
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器 a设计寿命 力学性能
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2009/5/19
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60a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60a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。
反应堆压力容器出口接管力学分析
有限元 应力分析 疲劳分析
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2009/5/19
在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件，必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析，得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数，并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明，出口接管满足规范的要求。
反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
反应堆压力容器 蒸汽发生器 不符合项
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2009/5/19
在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中，经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处，即产生不符合项。经分析验证后可知，其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式，同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。
核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发
核电厂 反应堆压力容器 老化管理大纲
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2009/5/19
根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发，论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度，全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例，给出老化管理大纲的工程应用实例。
CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析
压力容器 有限元分析 应力分析
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2009/5/19
本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障，因此，要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核。通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型，计算压力容器在设计工况以及试验工况下，在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度，并严格参照规范标准RCC-MB篇规定的各种工况下的应力准则，对压力容器进行强度评定。评定的结果表明，压力容器在计算的几类工况下，均符合...
冲击载荷作用下管道焊缝裂纹的动态断裂韧性计算
0Cr18Ni10Ti管道焊缝 冲击载荷 有限元法
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2009/5/19
冲击载荷作用下管道焊缝裂纹的起始扩展研究对管道系统的安全性和寿命预测具有重要意义。文章以实验为基础，采用大型有限元软件ABAQUS对动态断裂实验进行有限元数值模拟，研究三维动态断裂力学的有限元建模技术及其有限元网格生成技术。通过计算，得到了0Cr18Ni10Ti管道焊缝材料在冲击载荷作用下的动态起裂韧性。
控制棒驱动机构过盈配合有限元分析
过盈配合 有限元分析 控制棒驱动机构
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2009/5/19
核电站主设备控制棒驱动机构管座是通过焊接和过盈配合共同作用安装在压力容器顶盖上。这种结构大幅提高了设备的性能，为核电站的稳定运行提供了可靠保障。本文介绍过盈配合的计算原理，采用ANSYS软件的不同分析方法对过盈配合进行应力计算，并做出误差分析；较系统地总结过盈配合的计算方法及各方法的优缺点，为设备的应力分析及结构优化设计提供了依据。