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自主化核设计软件包PCM物理模型程序对比验证
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作者 兰兵 潘昕怿 +1 位作者 马云帆 于世和 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第7期1042-1046,共5页
压水堆核设计软件作为我国自主化核电软件的基础软件之一,在工程应用前需进行充分的验证。本研究采用国际通用基准题,综合运用分离验证和整体验证策略,通过程序对比的方式开展自主化核设计软件包PCM组件和堆芯计算物理模型验证。验证结... 压水堆核设计软件作为我国自主化核电软件的基础软件之一,在工程应用前需进行充分的验证。本研究采用国际通用基准题,综合运用分离验证和整体验证策略,通过程序对比的方式开展自主化核设计软件包PCM组件和堆芯计算物理模型验证。验证结果表明:PCM组件计算和堆芯计算结果(如,有效增殖系数、组件功率分布、功率峰值)与对比验证程序吻合较好,分离物理模型和组合物理模型的数值计算方法正确,可用于支撑PCM软件实际工程应用。 展开更多
关键词 自主化 核设计软件 物理模型 基准题 验证
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兆瓦级空间核电源总体设计与系统分析程序开发
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作者 姜百惠 吉宇 +1 位作者 孙俊 石磊 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第10期2200-2211,共12页
由于循环效率高、发电功率大、不依赖太阳光照等优势,气冷堆与布雷顿循环相结合的空间核电源系统是兆瓦级航天动力的优选技术。我国兆瓦级空间核电源的设计研发仍处于起步阶段,对于能量转换效率和总质量等性能影响因素的理解尚不深入,... 由于循环效率高、发电功率大、不依赖太阳光照等优势,气冷堆与布雷顿循环相结合的空间核电源系统是兆瓦级航天动力的优选技术。我国兆瓦级空间核电源的设计研发仍处于起步阶段,对于能量转换效率和总质量等性能影响因素的理解尚不深入,同时安全评价、运行控制等分析也亟待提高。本文提出了高效率的分系统质量精细化计算模型,开发了一体化设计优化程序Megrez,并改进了系统分析程序RELAP5。结果表明,Megrez计算热力学循环参数的最大相对误差低于1.1%,系统总质量估算相对误差为2.1%;改进后的RELAP5能够准确模拟空间核电源系统的瞬态特性,关键参数计算相对误差小于3%,且与JIMO项目参考案例的变化趋势一致。本文程序可为兆瓦级空间核电源设计优化与安全运行提供工具支撑。 展开更多
关键词 空间核电源系统 气冷堆 总体设计优化 瞬态特性分析 程序开发
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Neutronic design investigation of a liquid injection-based second shutdown system for a typical research reactor using MCNPX 被引量:1
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作者 Ehsan Boustani Mostafa Hassanzadeh 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2018年第3期51-60,共10页
Safety systems, built on state-of-the-art technology, are essential for achieving acceptable levels of plant safety to minimize hazards to the reactor and the general public. The second shutdown system(SSS) as an engi... Safety systems, built on state-of-the-art technology, are essential for achieving acceptable levels of plant safety to minimize hazards to the reactor and the general public. The second shutdown system(SSS) as an engineered safety feature and a part of the reactor protection system(RPS) is a means for rapidly shutting down a nuclear reactor, keeping it in a subcritical state and serving as a backup to the first shutdown system(FSS). In this research, one SSS with two types of optimum chamber designs is proposed that take into account the main current characteristic features of the Tehran research reactor with improvements over earlier designs. They are based on a liquid neutron absorber injection that is preferably different, diverse, and independent from the FSS based on the rod drop mechanism. The major design characteristics of this SSS with two different chambers were investigated using MCNPX 2.6.0 code. The performed calculations showed that the designed SSS is a reliable shutdown system, assuring an appropriate shutdown margin and injection time, with no significant effects on the effective delayed neutron fraction while causing minimal variations to the core structure. Further, the reasonable financial cost and the prolongation of the operation cycle are additional advantages of this design. 展开更多
关键词 TEHRAN research reactor SECOND SHUTDOWN system nuclear safety design criteria MCNPX code
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堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发 被引量:4
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作者 杨伟焱 汤春桃 +1 位作者 毕光文 杨波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期859-863,共5页
少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少... 少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。 展开更多
关键词 堆芯核设计程序 少群截面模型 能谱修正方法 微观燃耗修正方法 CYCAS
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六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析 被引量:1
5
作者 魏彦琴 黄世恩 +3 位作者 王连杰 娄磊 操节宝 蔡云 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期238-241,共4页
为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布... 为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。 展开更多
关键词 六边形套管型燃料堆芯 临界物理试验 临界质量测量 核设计程序 试验验证
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堆芯核设计程序CYCAS动力学模型开发 被引量:1
6
作者 毕光文 汤春桃 杨波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期864-868,共5页
对堆芯核设计程序CYCAS的动力学模型及其数值验证进行了研究。详细介绍了CYCAS程序采用的动力学模型。为验证模型的有效性,对LMW瞬态基准题和基于AP1000堆芯动态插棒问题进行了数值模拟和分析。结果表明,CYCAS程序的动力学模型可获得可... 对堆芯核设计程序CYCAS的动力学模型及其数值验证进行了研究。详细介绍了CYCAS程序采用的动力学模型。为验证模型的有效性,对LMW瞬态基准题和基于AP1000堆芯动态插棒问题进行了数值模拟和分析。结果表明,CYCAS程序的动力学模型可获得可靠的计算结果。 展开更多
关键词 堆芯核设计程序 瞬态分析 动力学 CYCAS程序
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六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案设计研究 被引量:2
7
作者 娄磊 王连杰 +7 位作者 魏彦琴 黄世恩 蔡云 陈亮 刘晓黎 李司南 唐霄 张策 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期256-260,共5页
为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,... 为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,可以对堆芯布置进行微调,确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明,本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求,可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。 展开更多
关键词 六边形套管型燃料堆芯 临界物理试验方案 临界质量测量方案 核设计计算程序
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大庆 200MW 核供热堆安全级构筑物的设计基准龙卷风 被引量:2
8
作者 吴中旺 朱瑞兆 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1998年第3期285-288,共4页
1引言大庆200MW核供热堆选址初期,当地气象部门提供了龙卷风的资料,从1969年至1983年的14年期间,大庆市共出现过4次龙卷风。龙卷风所到之处,构筑物均遭到程度不同的破坏,有的甚至全部倒塌,造成了比较严重的危害... 1引言大庆200MW核供热堆选址初期,当地气象部门提供了龙卷风的资料,从1969年至1983年的14年期间,大庆市共出现过4次龙卷风。龙卷风所到之处,构筑物均遭到程度不同的破坏,有的甚至全部倒塌,造成了比较严重的危害和损失。以上4次龙卷风中有3次出现... 展开更多
关键词 核供热堆 龙卷风 核安全法规 设计基准 构筑物
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中国核电厂设计安全法规的发展 被引量:8
9
作者 周士荣 司国建 《核安全》 2004年第2期39-44,共6页
从中国核电厂设计安全法规回顾,到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍,全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况,并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要... 从中国核电厂设计安全法规回顾,到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍,全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况,并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点,以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。 展开更多
关键词 中国 核电厂设计 安全法规 《核动力厂设计安全规定》 《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》
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对现行核电站抗震设计规范中若干问题的讨论与建议 被引量:5
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作者 钱国桢 孙宗光 倪一清 《工程抗震与加固改造》 北大核心 2012年第6期111-115,共5页
对我国现行的核电站抗震设计规范中的若干问题进行了讨论。提出了有关安全标准、解耦准则、概念设计、变位与位移限值、地下结构的抗震设计、地震抗滑移安全系数等方面的若干管见。我国现行的核电站抗震设计规范落后于实际建设需要,重... 对我国现行的核电站抗震设计规范中的若干问题进行了讨论。提出了有关安全标准、解耦准则、概念设计、变位与位移限值、地下结构的抗震设计、地震抗滑移安全系数等方面的若干管见。我国现行的核电站抗震设计规范落后于实际建设需要,重新修订我国核电站抗震设计规范应该是当务之急。有关多道设防、减振隔振、健康监测、抗震性能设计等方面,对修订规范提出了若干具体建议。特别强调了对核电站抗震概念设计的重要性。 展开更多
关键词 核电站 抗震设计规范 概念设计 建议
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高通量工程试验堆物理计算方法的研究 被引量:3
11
作者 廖承奎 谢仲生 +3 位作者 尹邦华 孙寿华 彭风 唐学仁 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2000年第1期39-46,共8页
研究了高通量工程试验堆堆芯栅元计算模型 ,特别是多层套管燃料组件的计算模型 ;提出了控制棒扩散系数修正方法 ;开发了栅元计算程序WIMS D4 CNPRI和六角形堆芯扩散计算程序CITATION/SIXTUS 2 / 3软件包 ,并成功的将它们用于高通量工... 研究了高通量工程试验堆堆芯栅元计算模型 ,特别是多层套管燃料组件的计算模型 ;提出了控制棒扩散系数修正方法 ;开发了栅元计算程序WIMS D4 CNPRI和六角形堆芯扩散计算程序CITATION/SIXTUS 2 / 3软件包 ,并成功的将它们用于高通量工程试验堆的物理计算。 展开更多
关键词 控制棒 软件包 燃料组件 核设计 工程试验堆
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核电厂安全系统软件设计及编码研究 被引量:2
12
作者 毛从吉 毋琦 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2012年第4期497-500,共4页
当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级数字设备必须对其硬件和软件进行鉴定。软件设计和编码是软件通过鉴定关键的一环。核安全级软件必须具备可确定性的特征,其设计和编码必须体现这一特征。对于核安全级软件设计和编码... 当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级数字设备必须对其硬件和软件进行鉴定。软件设计和编码是软件通过鉴定关键的一环。核安全级软件必须具备可确定性的特征,其设计和编码必须体现这一特征。对于核安全级软件设计和编码如何满足核安全要求的研究,是软件厂商和监管当局面临的问题之一。 展开更多
关键词 核电厂 核安全级 软件 设计 编码 可确定性
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六边形套管型燃料堆芯核设计专用程序试验验证
13
作者 王连杰 魏彦琴 +3 位作者 黄世恩 娄磊 马永强 操节宝 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第1期242-245,共4页
采用六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,... 采用六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,控制棒价值和停堆深度计算偏差也都在可接受范围内,表明CELL+CPLEV2程序具有较高的计算精度和可靠性,可用于HCTFR的核设计。 展开更多
关键词 六边形套管型燃料堆芯(HCTFR) 临界物理试验 核设计程序 试验验证
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核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析 被引量:2
14
作者 白文婷 戴君武 +1 位作者 冯国忠 荣峰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期59-63,68,共6页
RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同。在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M... RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同。在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平向标准反应谱相对偏于安全。RCC-M规范侧重压力的影响,而GB 50267-97和ASME(2007版)规范更侧重考虑自重及地震等偶然荷载的影响,在D级评定准则条件下,RCC-M相对于GB 50267-97和ASME(2007版)的规定保守。实例分析表明,在压力不大且应力增加系数相同的情况下,GB 50267-97、ASME(2007版)的评价准则较RCC-M偏于安全,而支管连接的应力增加系数GB 50267-97、ASME(2007版)比RCC-M小得多。 展开更多
关键词 核电厂 管道设计 抗震设计 规范 对比
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浅谈蒸汽发生器的更换 被引量:8
15
作者 凌星 黄素逸 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第3期267-269,共3页
蒸汽发生器的更换过程一般需要35-60天左右。电站在进行更换设计方案的论证和审查的同时,还应根据国家核安全相关管理法规,进行旧蒸汽发生器存放厂房的设计论证和安全评审工作。开始更换蒸汽发生器前应将所有工作准备就绪,使现场具备更... 蒸汽发生器的更换过程一般需要35-60天左右。电站在进行更换设计方案的论证和审查的同时,还应根据国家核安全相关管理法规,进行旧蒸汽发生器存放厂房的设计论证和安全评审工作。开始更换蒸汽发生器前应将所有工作准备就绪,使现场具备更换蒸汽发生器的条件。对于所采取的工艺手段应该进行方案的可行性论证。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 监测与检查 更换工艺 辐射优化 剂量控制 存放
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基于蒙特卡罗程序的AP1000反应堆堆芯布置方案的模拟
16
作者 张陆雨 王志敏 +2 位作者 白怀勇 陈金象 张国辉 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第4期80-86,共7页
AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和... AP1000是美国西屋公司研发的大型压水反应堆,采用先进的非能动安全系统。AP1000反应堆有两种堆芯燃料布置方案:D19和Adv。结合两种设计方案的优点提出了一种新的堆芯燃料布置方案。利用MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)程序对D19堆芯和新方案堆芯的首循环进行建模,并主要计算了新堆芯的核设计参数随燃耗的变化。结果表明,新堆芯在首循环寿期内满足AP1000的主要核设计准则。通过大规模并行计算表明,带燃耗计算功能的蒙特卡罗程序MCNP6能够在堆芯设计工作中发挥很好的参考作用。 展开更多
关键词 AP1000反应堆 燃料布置方案 MCNP6程序 核设计参数 燃耗计算
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基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究
17
作者 杨文 姚世卫 +3 位作者 邰云 邱金荣 巢飞 李兴 《核安全》 2022年第1期36-41,共6页
海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首... 海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。 展开更多
关键词 海洋核动力平台 核设计 MCNP程序 反应性 控制棒价值
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分析法设计规则在核一级管道设计中的应用 被引量:7
18
作者 余德宏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第6期540-545,共6页
首先探讨了分析法设计的基本思想,然后根据RCC-M规范中有关规则,重点介绍了核一级管道分析法设计的基本内容与要求,并对设计规则应用中的一些问题进行了讨论.最后强调,在我国核管道设计现有基础上,应进一步加速全面推行分析法设计这一... 首先探讨了分析法设计的基本思想,然后根据RCC-M规范中有关规则,重点介绍了核一级管道分析法设计的基本内容与要求,并对设计规则应用中的一些问题进行了讨论.最后强调,在我国核管道设计现有基础上,应进一步加速全面推行分析法设计这一先进技术,将我国核管道的设计水平提高到一个新的水平. 展开更多
关键词 核管道 ASME规范 RCC-M规则 分析法
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核一级承压设备分析法设计软件系统研究
19
作者 秦承军 梁星筠 +6 位作者 陈富全 贺寅彪 窦一康 徐定耿 王柏松 姚伟达 曲家棣 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期117-122,116,共7页
根据实际工程中多年积累的核级承压设备学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,... 根据实际工程中多年积累的核级承压设备学分析、研究和核电厂的运行经验,结合实际的有限元分析软件,对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广,初步实现设计分析一体化,以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析,比如百万级核电站的设计中,通过该软件系统,将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去,以提高设计分析的效率,缩短核级压力设备设计和建设周期。 展开更多
关键词 软件系统 核一级承压设备 分析法设计 核电厂 设计分析一体化 压力设备 应力分析 ANSYS软件
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压水堆核设计软件验证与确认技术研究及应用
20
作者 兰兵 潘昕怿 王业辉 《核动力工程》 2025年第6期13-20,共8页
核设计软件作为压水堆堆芯设计的基础软件,其计算准确性和可靠性直接影响反应堆设计的安全性和经济性,因此,核设计软件工程应用前需进行充分的验证与确认(V&V)。为建立适用于压水堆核设计软件的V&V技术,本研究结合我国自主化核... 核设计软件作为压水堆堆芯设计的基础软件,其计算准确性和可靠性直接影响反应堆设计的安全性和经济性,因此,核设计软件工程应用前需进行充分的验证与确认(V&V)。为建立适用于压水堆核设计软件的V&V技术,本研究结合我国自主化核设计软件安全评价与研发实践,开展核设计软件V&V技术研究,通过细化V&V技术指标,探讨V&V矩阵的构建,并选取自主化核设计软件包cosNU开展V&V关键技术应用研究,结果表明建立的V&V技术适用于核设计软件,可为我国自主化压水堆核设计软件的开发和应用提供重要参考。 展开更多
关键词 自主化 压水堆 核设计软件 验证与确认(V&V) 矩阵
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