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核工程研究与设计
核工程研究与设计

张平生

季刊

010-88023650

100840

北京840信箱

核工程研究与设计/
查看更多>>本刊的宗旨是秉承国家的核电方针和政策，总结交流科研设计成果和经验，为我国核工业的发展、核工程总承包、科研开发、科技发展等提供技术交流的平台。
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    华龙一号核电厂气动截止阀双电磁阀设置分析

    宋祉霖张卫侯頔
    1-5页
    查看更多>>摘要：电磁阀作为气动截止阀的重要电气附件,控制着气路的开关,担负着供、排压缩空气的重要职贵.本文结合阀门功能及气路、电路控制形式明确了双电磁阀的连接方式,分析了双电磁阀设置原则,为核电机组中的气动截止阀如何设置双电磁阀提供了参考.

    气动截止阀双电磁阀

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    余热排出系统不同预热方式下冷热流体混合的数值模拟研究

    皮月侯婷
    6-9页
    查看更多>>摘要：核电厂的管道系统中,T型三通管道内部冷热流体掺混时引起的热疲劳及其危害受到了广泛的关注和研究.其中核电厂停堆过程中,余热排出系统的预热工况下返回一回路的冷流体管道与一回路管道之间即是一种典型的三通管道下的热疲劳现象.本文就国内广泛商运的二代压水堆的余热排出系统预热工况及其冷热流体混合现象进行分析,同时提出了一种改进的预热方案,并就修改方案中的冷热流体现象进行分析.分析表明修改后的余热排出系统预热方案所需的时间更短,同时对于管道的影响更小.

    冷热流体混合余热排出系统预热

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    基于ETAP的K2/K3柴油机组仿真方法

    刘谦溢李保柱冉慧敏
    10-17页
    查看更多>>摘要：本文依托卡拉奇K2/K3机组,首先对厂用电系统及加载程序作了简要描述,然后针对"母线失压"、"母线失压+安注"、"母线失压+安注+安全壳高高压"3种事故工况进行分析,选取最严酷的"母线失压+安注"工况进行仿真,使用ETAP软件对应急柴油发电机组在应急状态下按加载程序逐步增加负载的过程进行模拟分析,最后将仿真结果与应急柴油发电机组加载程序及技术规格书相应电气参数进行比对,从而验证仿真结果的准确性及可行性,此仿真结果填补了国内核电站电气暂态分析设计的空白,实现了从静态估算向暂态稳定仿真的跨进.

    ETAP软件厂用电系统暂态稳定分析应急柴油发电机组加载程序

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    火灾PSA事件树-故障树分析

    许青青刘美汝
    18-22页
    查看更多>>摘要：内部火灾概率安全分析(内部火灾PSA)是核电厂火灾安全评价的主要方法之一,也是核电厂概率安全分析(PSA)的重要组成部分.目前功率工况下火灾PSA分析已经成熟,然而全工况下,包括低功率和停堆工况下火灾PSA分析研究较少.火灾事件树-故障树分析是火灾PSA分析核心,是开展电厂火灾风险定量化基础.本文根据电厂在不同运行工况下,不同的电厂配置,基于始发事件分析结果,研究了电厂运行工况对火灾PSA影响、火灾对事件树和故障树影响,并且基于该研究方法,对某二代压水堆进行了风险定量化,为开展电厂火灾全工况PSA分析提供支持.

    低功率及停堆工况火灾概率安全分析事件树分析故障树分析

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    核工程中混凝土结构用涂层的要求与选材推荐

    蔡敏苏子威黄磊
    23-24页
    查看更多>>摘要：部分核工程中,混凝土结构表面用涂层的燃烧性能等级需要达到GB8624及GB50222中的A级不燃,该涂层需满足一般工业使用要求和核工程特殊使用要求.该文章对核工程中,混凝土结构用涂层的要求进行了简要的介绍,并从几个方面对比分析目前核电站用有机涂料和无机涂料,主要包括燃烧性能等级,成分,考核试验项目,施工性能.通过上述介绍及分析,为核工程中混凝土结构用涂层的选择提供了一些意见.

    核工程混凝土结构燃烧性能等级A级不燃有机涂料无机涂料

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    浅谈小堆电气贯穿件的布置问题、运输风险及其解决方案

    关健宁静
    25-28页
    查看更多>>摘要：ACP100小型堆是全新设计的核电项目,其特点是厂房空间小及设备较多,电气设备安全级较ACP1000更多,电气贯穿件尺寸大且运输安装都和华龙等项目不同.本文通过分析其运输过程及安装要求,整理出一套全新设计的工程项目中电气贯穿件可能存在的运输风险及安装难点并提出解决方案,确保实际施工中的可操作性及施工质量.

    小堆电气贯穿件运输路径防火要求

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    柱形滚轮管夹座应力分析与优化

    白国宇刘贺同王骥骁唐雨建...
    29-32页
    查看更多>>摘要：管夹座作为管道的支撑件,其自身的稳定性和工作性能对整个管道安全运行有着直接的影响.采用有限元方法,建立了4种不同弹簧支吊架用柱形滚轮管夹座的模型,计算并分析了应力分布状况.结果表明:焊缝位于竖直板两侧的直角U型板无明显应力集中现象,应力分布比较均匀,在相同载荷水平下综合应力状态最小,可以为工程应用提供参考.

    柱形滚轮管夹有限元应力分布

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    核电厂DCS运行经验反馈及设计改进研究

    郑腾蛟段鹏飞徐云龙田秀峰...
    33-37页
    查看更多>>摘要：数字化控制系统(DCS)已经广泛应用于运行核电厂仪控系统的改造和新建核电厂仪控系统的设计中.随着我国运行核电厂数量的增加,核电厂 DCS相关的运行经验数量也在显著增加.通过对国内2015年-2019年共51份DCS相关的运行事件报告进行分析和研究,归纳总结了 DCS相关的硬件、软件和人因失效机制,并对典型失效模式进行分析,给出了华龙一号新堆设计中的部分DCS设计改进方案.

    DCS运行经验反馈事件分析DSC设计改进

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    基于workbench对某核级缓冲罐进行模态与抗震分析

    王跃蓉娄志华
    38-42页
    查看更多>>摘要：本文以某核级缓冲罐工程实例为背景,为避免缓冲罐在工作状况下受到地震影响,引发剧烈振动导致设备失效,造成放射性释放的严重后果.采用Workbench软件对其进行了模态分析以及正常、异常和事故工况下的应力分析,并根据RCC-M规范中的相应准则进行了评定,为设备的结构优化、可靠性分析提供了一定的参考数据.

    Workbench有限元分析模态分析抗震计算

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    乏燃料水池风险与堆芯风险的相互影响研究

    杜金雁刘文泽闫林
    43-47页
    查看更多>>摘要：福岛事故后,乏燃料水池的安全性引起了国内外核电业界的广泛关注,纷纷将乏燃料水池的概率安全分析作为核电厂PSA分析的一个重要组成部分.目前针对乏燃料水池风险和堆芯风险的PSA分析工作仍然是分别独立进行,且乏燃料水池风险分析仍主要针对内部事件(不含灾害),乏池灾害风险研究和分析较少,同时,堆芯和乏池的风险存在潜在的相互关系,这部分内容尚未引起关注.本文将从乏池风险和堆芯风险的相互影响出发,探讨在目前PSA分析中尚未考虑的风险点.

    乏燃料水池堆芯风险相互影响

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