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在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中，采用超级均匀化（SPH）方法作为均匀化技术，对燃料组件传统SPH因子进行计算，生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件，研究了与空间泄漏相关的SPH方法，在保证反应率守恒的基础上，同时保证各栅元各能群的中子泄漏率守恒，解决了存在中子泄漏时SPH因子迭代计算的不收敛问题，生成了反射层组件的等效均匀化参数。基于KAIST基准题，...
国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究
国产压水堆核电站 主管道 自动焊 裂纹扩展
2014/4/9
在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿α/α或α/γ相界产生分支。
针对压水堆核电厂的运行特性，研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响，这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式，并通过矩阵束分析法对扰动后的电网功率振荡曲线进行模态分析与曲线拟合来识别电网发生扰动后的主导振荡模式，最后在与该模式强相关的大畈核电机组上配置电力系统稳定器(power system stabil...
压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析
水锤 主给水系统 核电厂 仿真
2011/8/17
核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统，同时也是水锤频发的管段，研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象，通过Flowmaster软件的瞬态计算功能，建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型，计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力，并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性，结合工程实例说明，增加...
核电厂内部水淹一级概率安全评价
内部水淹 概率安全评价 核电厂
2011/8/18
核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析，能够找出电厂薄弱环节，并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法，并以某300 MWe核电厂为对象，利用RiskSpectrum程序，计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明，内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%，是很小的比例。
压水堆核电厂负荷跟踪模式能够有效协调机组产能与电网需求，延长燃料的循环寿期，提高机组运行的经济性能。反应堆系统具有高度复杂、非线性、时变等特点。通过合理简化，建立了反应堆系统集总参数模型，设计了负荷跟踪控制策略。引入负荷阶跃变化扰动和线性变化扰动，对反应堆负荷跟踪控制系统特性进行仿真。结果表明，控制特性与实际基本一致，控制系统能够满足负荷跟踪性能要求。
压水堆核电站锆水反应微观机理
压水堆 严重事故 锆水反应 反应机理
2010/3/29
压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型，氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论，应用量子化学软件包Gaussian03，在HF/321G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理，并计算了反应速率常数。计算结果表明，锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小，是锆水反应的速控步。在微观上研...
压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨
充泵 压水堆核电站
2009/3/24
本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。
法国压水堆核电厂事故缓解对策（The Accidents Mitigation Concept of French PWR Nuclear Power Plant ）
事故 严重事故 缓解对策
2008/11/19
对法国压水堆核电厂的事故缓解对策作了概要的介绍。
西屋公司先进型压水堆核电机组AP1000技术经济特征综述(A Summary of the Main Technical and Economic Characteristics of Westinghouse Advanced Pressurized Water Reactor AP1000)
先进型 非能动 AP1000压水堆机组
2008/10/8
对西屋公司开发并正接受美国核管会（NRC）审查的先进非能动型压水堆核电机组AP1000的主要技术和经济特征作了综述，特别对其安全性、经济性、仪控系统构架、模块化建造以及厂址适宜性作了重点描述与分析。
压水堆核电站完全丧失给水引发的严重事故研究
压水堆核电站 完全丧失给水
2008/9/2
采用严重事故最佳估算程序RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.2，建立美国Surry-2核电站的详细计算模型，对完全丧失给水（TLFW）引发的堆芯熔化事故进行研究分析。为准确预测压力容器内堆芯熔化的进程，为二级概率安全评价提供可信的初始条件，计算中考虑了一回路压力边界的蠕变破裂失效，并评价了人为干预对堆芯熔化进程及事故后果的影响。计算结果表明，由完全丧失给水引发的压水堆核电站严重事故不会出现人...
压水堆核电站元件生产制粒、压制工序改进设计
核电站 二氧化铀
2008/9/1
概括介绍了压水堆核电站燃料元件二氧化铀芯块制粒、压制工序的生产任务、工艺流程、照射剂量的现状,详细分析了照射剂量超标的原因,提出了解决照射剂量超标的对策措施,并概述了改进设计的效果评价。