低压低含汽量自然循环两相流稳定性理论研究 被引量：7

1

作者 高祖瑛 李金才 +2 位作者 张作义 钱力克 陈新明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期45-52,共8页

利用稳定性实验回路的实验结果校核了 RETRAN-02,NUFREQ 程序和一简单无因次准则判据的适用性和可靠性,研究了低压低含汽量自然循环系统稳定性的规律及其影响因素。在此基础上预测了5MW THR 微沸运行工况的两相流稳定性。

关键词 核供热 堆 低温 循环 两相流

在线阅读 下载PDF 职称材料

神经元网络在核供热堆冷却剂泵系统故障诊断的可行性研究 被引量：1

2

作者 刘隆祉 曲荣红 《自动化仪表》 CAS 北大核心 1999年第2期4-7,共4页

介绍一种诊断核供热堆冷却系统故障的方法,即神经元网络在冷却泵系统故障诊断中的应用.研究结果表明,神经元网络技术可应用于核动力堆的故障诊断和控制.

关键词 故障诊断 核供热堆 神经元网络 冷却剂泵系统

在线阅读 下载PDF 职称材料

5MW THR主换热器设计 被引量：2

3

作者 厉日竹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第3期90-92,共3页

文中叙述了5MW THR 主换热器的设计特点,给出了主换热器壳侧的放热系数和总阻力系数。

关键词 核供热 堆 换热器 设计 低温

在线阅读 下载PDF 职称材料

5MW THR模拟启动实验研究

4

作者 姜胜耀 姚梅生 +3 位作者 博金海 吴少融 韩兵 张佑杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期61-64,共4页

介绍了5MW THR 启动过程的实验研究结果,描述了两相流稳定性对低压自然循环反应堆启动的影响,提出了沸水启动要经过压水启动和压水向沸水转换两个过程来实现。

关键词 核供热 堆 两相流 稳定性 低温

在线阅读 下载PDF 职称材料

5MW THR压力容器与安全壳

5

作者 何树延 熊敦士 刘俊杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期92-96,共5页

5MW THR 的压力容器与安全壳设计参照了国内有关压力容器的设计规范及 ASME 规范。文中介绍了反应堆压力容器和安全壳的总体布置方案、结构形式的确定原则、壳体的结构特点及其设计、计算、应力分析、强度评价等方面的工作概况。

关键词 核供热 堆 压力容器 安全壳

在线阅读 下载PDF 职称材料

5MW THR燃料组件

6

作者 徐勇 张振声 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1990年第5期85-89,共5页

本文介绍了5MW THR 燃料组件的设计原则、设计特性及其结构。并对其性能进行了分析与评价。

关键词 核供热 堆 燃料 组件 燃料棒

在线阅读 下载PDF 职称材料

低温核供热堆模拟装卸料机及智能控制仪

7

作者 刘隆祉 李伯伦 庄谨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1994年第6期522-528,共7页

本文阐述了低温核供热堆模拟装卸料机的基本结构与原理，重点论述了模拟装卸料机智能控制仪的构成与工作原理、执行部件的驱动电路及控制过程．

关键词 模拟 装卸料机 抓取机构 低温供热堆 智能控制仪

在线阅读 下载PDF 职称材料

5MW 核供热堆的水化学实验研究 被引量：1

8

作者 辛仁轩 王建强 +3 位作者 梁俊福 宋崇立 江镭 周海收 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第2期188-192,共5页

实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学... 实验研究了５ＭＷ核供热实验反应堆的水化学特性。该堆是一体化自稳压自然循环壳式轻水反应堆，测量了一回路冷却水水质的化学成分，如溶解氧、ｐＨ值、电导率、硝酸根、氯离子、氟离子及腐蚀产物、溶解氢等。讨论了反应堆结构对水化学的影响。 展开更多

关键词 核供热反应堆 水化学 一回路冷却水

在线阅读 下载PDF 职称材料

NHR-200燃料组件进口阻力特性实验研究

9

作者 姜胜耀 张佑杰 +3 位作者 马进 博金海 高琅琅 马昌文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期247-252,共6页

在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ－２００）上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状、雷诺数相同。研究了燃料组件进口节流孔板不同开孔直... 在２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）水力学实验回路（ＨＲＨＴＬ－２００）上完成了ＮＨＲ－２００燃料组件进口阻力特性实验研究。采用１∶１的实验本体，模拟条件为几何形状、雷诺数相同。研究了燃料组件进口节流孔板不同开孔直径（５０ｍｍ～１１０ｍｍ）及孔板安装不同位置条件下，燃料组件的流动阻力特性，研究结果可直接用于２００ＭＷ核供热堆的热工水力学设计。 展开更多

关键词 核共热堆 燃料组件 流动特性 模拟实验 阻力

在线阅读 下载PDF 职称材料

NHR-200主换热器传热管振动分析 被引量：2

10

作者 薄涵亮 吴少融 马昌文 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第11期17-22,共6页

根据２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）主换热器的设计工况，针对其传热管振动时流体弹性不稳定、旋涡脱落和湍流激振的主要机理，依目前换热器设计所通常采用的防振判据，对主换热器传热管振动作了详细分析。结果表明：ＮＨＲ－２... 根据２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）主换热器的设计工况，针对其传热管振动时流体弹性不稳定、旋涡脱落和湍流激振的主要机理，依目前换热器设计所通常采用的防振判据，对主换热器传热管振动作了详细分析。结果表明：ＮＨＲ－２００主换热器在其设计工况下运行时，不会发生流体弹性不稳定所导致的大振幅振动，如果运行偏离设计工况，那么Ｕ型管的弯管区是首先引起注意的区域；在设计工况下，传热管各区不会产生疲劳破坏，传热管的相互碰撞和剪切与磨损的破坏。 展开更多

关键词 流动诱发振动 换热器 传热管 振动 供热堆

原文传递

NHR-200定位格架的设计研究 被引量：3

11

作者 蒋跃元 徐勇 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第11期6-11,共6页

定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的... 定位格架是反应堆燃料组件的重要组成部分。２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）燃料组件定位格架主要由条带、围带及角部片簧组成。本文分析了该格架在组件装卸过程中的导向性能，论述了格架三弯弹簧的设计、刚度分析、预变形范围的计算以及弹簧夹持力的确定等。格架条带三弯弹簧的试制实验研究结果表明ＮＨＲ－２００组件定位格架结构设计合理、弹簧选型科学，完全满足供热堆格架设计的要求。 展开更多

关键词 供热堆 燃料组件 定位格架 三弯弹簧 设计

原文传递

NHR-200 含钆可燃毒物棒性能分析 被引量：2

12

作者 李怀萱 张帏 徐勇 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第5期102-105,共4页

介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原... 介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原有ＭＡＴＰＲＯ数据库中相应物性作了修改，按不同含钆量对可燃毒物棒进行稳态工况的性能分析比较。分析结果表明，ＮＨＲ－２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计的要求，并且有较大的安全裕度。 展开更多

关键词 供热堆 含钆可燃毒物棒 燃料组件

原文传递

核供热堆换料优化设计研究 被引量：2

13

作者 钟文发 罗嵘 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第7期43-46,共4页

为了更加充分利用核燃料，在一定的初始燃料富集度和合理地展平功率分布的条件下，达到高燃耗，必须对核供热堆的初装堆芯和换料方式作优化设计，以便实现在给定工况下核燃料循环的最优化和降低燃料成本。叙述了换料优化设计的步骤和倒... 为了更加充分利用核燃料，在一定的初始燃料富集度和合理地展平功率分布的条件下，达到高燃耗，必须对核供热堆的初装堆芯和换料方式作优化设计，以便实现在给定工况下核燃料循环的最优化和降低燃料成本。叙述了换料优化设计的步骤和倒换料规则，并对低泄漏堆芯和传统的外内装载方式进行了换料优化设计，得到了可供工程设计参考的一种换料优化方案，该方案可提高循环末组件燃耗、降低整个循环过程中的最大功率峰因子。 展开更多

关键词 燃料燃耗 功能峰因子 核供热堆 换料 优化设计

原文传递

200MW 核供热堆二次安全壳的设计

14

作者 张亚军 李怀萱 +1 位作者 何树延 崔彬 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第7期18-20,共3页

２００ＭＷ核供热堆具有良好的被动安全特性和先进性，其总的安全目标是在所有可信事故条件下，不必采取诸如屏蔽、疏散、重新安置以及去污等厂外应急措施。从核安全纵深防御的角度，为了再多增加一道安全屏障，设置了二次安全壳。介绍... ２００ＭＷ核供热堆具有良好的被动安全特性和先进性，其总的安全目标是在所有可信事故条件下，不必采取诸如屏蔽、疏散、重新安置以及去污等厂外应急措施。从核安全纵深防御的角度，为了再多增加一道安全屏障，设置了二次安全壳。介绍了设置二次安全壳的原因及其功能，讨论了二次安全壳的主要设计特点：设计依据和安全准则，二次安全壳及其隔离系统的设计特点、主要设计参数及系统和设备布置，以及安全分析的主要结果。 展开更多

关键词 核供热堆 二次安全壳 设计

原文传递

核供热堆燃料组件均匀化参数的计算

15

作者 钟文发 罗嵘 单文志 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1996年第11期53-57,共5页

组件均匀化参数的计算是核供热堆物理设计及堆芯燃料管理计算的基础。本文介绍的组件均匀化参数计算的处理方法是以先进的燃料组件软件包ＴＰＦＡＰ为基本工具，对于堆内各种类型组件计算少群截面，按Ｇｄ２Ｏ３不同重量百分比、比燃耗... 组件均匀化参数的计算是核供热堆物理设计及堆芯燃料管理计算的基础。本文介绍的组件均匀化参数计算的处理方法是以先进的燃料组件软件包ＴＰＦＡＰ为基本工具，对于堆内各种类型组件计算少群截面，按Ｇｄ２Ｏ３不同重量百分比、比燃耗、能群等顺序组成参数截面表，再用函数插值法求得全堆燃耗计算所需的截面。实践表明，用该方法处理的参数计算燃耗的结果可满足工程设计精度要求，它对燃料管理及优化设计计算是极为有效的方法。 展开更多

关键词 燃料组件 燃料管理 供热堆 均匀化参数

原文传递

NHR-200 核供热堆抗震模型(1 : 10)动力分析

16

作者 汪嘉春 吴鸿麟 刘雁宁 《清华大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第7期31-34,共4页

分别采用壳单元模型和多串梁模型对２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）紧贴式安全壳，压力壳及吊篮，上部导向架等堆内构件进行了详细的动力分析。壳模型中各部件之间的连接以等效梁单元模拟。由于这种模型考虑了壳体局部变形对刚度... 分别采用壳单元模型和多串梁模型对２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）紧贴式安全壳，压力壳及吊篮，上部导向架等堆内构件进行了详细的动力分析。壳模型中各部件之间的连接以等效梁单元模拟。由于这种模型考虑了壳体局部变形对刚度的贡献，因此比传统的梁模型更加准确、可靠。在多串梁模型中，作者对壳体支撑截面提出一种新的简化办法，以沿支座弹性主轴的弹簧单元模拟壳体局部变形对刚度的贡献，建立了可以同时考虑水平和竖直地震输入的三维模型。另外，通过对压力壳和吊篮之间不可压流场的分析，得到了流体的耦合附加质量矩阵，并通过修改总体质量阵的办法引入多串梁模型。 展开更多

关键词 动力分析 核供热堆 抗震模型 附加质量

原文传递