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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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    具有内置冷却管的堆芯捕集器的换热实验模拟

    梁洋洋王晨李炜元一单...
    111-119页
    查看更多>>摘要：为防止核电厂严重事故时大量堆芯熔融物的对外释放,有熔融物堆内滞留与堆外滞留两种措施,其中堆外滞留主要是通过在反应堆压力容器外设置熔融物收集装置,即堆芯捕集器来实现.本文假想在坩埚堆芯捕集器内增加冷却管,以强化其换热能力.假想堆芯捕集器的换热实验以水作为熔融物的替代材料,本文对该换热实验进行数值模拟,研究新增冷却管对捕集器长期换热的影响.结果表明,内置冷却管的加入增大了熔池的换热面积,大幅降低了熔池的主体温度与壁面的热流密度.同时冷却管的热流密度远大于熔池壁面,冷却管靠近液面处是整个熔池热流密度最大的区域.

    堆芯捕集器冷却管对流换热大涡模拟

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    电缆敷设软件工程应用特点、现状及发展

    关健丛晓东
    120-123页
    查看更多>>摘要：核电厂电缆具有数量庞大、分类复杂和要求严格等特点,敷设所需的电缆敷设软件需要紧密结合工程所需,将电缆敷设、管理,数据提取等要求准确完成.目前在工程上的应用有以iCDMS为代表着重数据管理的和以PDMS或E3D为代表图形操作展示两种不同工作方式的软件,本文将结合其各自特点及实际工程应用,分析不同场景下的使用思路及应用.

    电缆敷设三维PDMS

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    辐射屏蔽墙体管道穿墙管段设计研究

    常利波王超孙华清
    124-126页
    查看更多>>摘要：本文主要介绍了在不影响墙体辐射屏蔽功能的前提下,管道穿墙布置时的几种形式,并对各种形式的优缺点及适用情况进行了分析,为后续设计提供借鉴.

    管道辐射屏蔽墙体穿墙形式

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    PSA技术在事故处理规程中的应用研究

    马超刘文泽杨健易珂...
    127-130页
    查看更多>>摘要：随着PSA技术的发展,在核电厂设计过程中,越来越多的使用PSA见解.本文结合PSA的技术特点,从事故处理规程制定方面,给出了 PSA用以支持事故处理规程的方面和方法,使得事故处理规程更为系统和有效.通过将PSA于设计更加紧密的结合,不断优化电厂设计,同时促进PSA技术的发展.

    PSA事故处理规程核电厂

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    田湾核电站3、4号机组运行阶段内部事件一级PSA模型开发

    杜金雁董方宇王怡明
    131-136页
    查看更多>>摘要：田湾核电站3、4号机组为VVER-1000型压水堆,于2018年投入商运.为开展以PSA为基础的风险指引应用,需首先为3、4号机组开发运行阶段PSA模型.在本文中,首先介绍了开发运行阶段PSA模型的技术路线,然后从PSA各个要素角度介绍开展的PSA模型开发工作内容,最后给出PSA结果及建议.

    运行阶段PSA风险指引应用结果和建议

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    华龙一号电气厂房冷冻水系统优化方案的概率安全分析

    刘文泽邓伟杜金雁
    137-140页
    查看更多>>摘要：随着近年概率安全分析(PSA)技术的日益成熟,核电厂在设计研发过程中越来越多的使用到PSA技术进行分析.通过对初步PSA模型的分析可以对电厂的设计薄弱环节进行识别并提供针对性优化建议和方案,并对系统优化方案进行模拟建模从而给出其对安全性影响的评价.本文从PSA的技术角度,针对华龙一号的电气厂房冷冻水系统(WEC)设计提出优化建议,并通过PSA建模计算的方式,对不同的系统优化方案进行对比评价.

    概率安全分析电气厂房冷冻水系统系统优化

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    秦二厂乏池扩容技术研究

    祁杰秦玮刘慧芳
    141-146页
    查看更多>>摘要：针对秦山二期核电厂乏燃料水池贮存容量将达到饱和状态的困境,提出乏池扩容改造方案.遵循HAF102、HAD102/15中保持燃料次临界、排出乏燃料衰变热和防止放射性物质释放的总安全原则,并考虑福岛事故后乏燃料水池设计安全要求,确定了扩容设计的安全原则.根据乏燃料贮存设备功能性要求,确定了高密硼铝乏燃料贮存格架设计思路以及设计方案,方案保证了乏池结构完整性、乏池冷却能力、设备安全等要求.扩容改造项目获得国家核安全局的批准,已在秦二厂3、4号机组完成改造工作.高密硼铝乏燃料贮存格架的设计可为其他水池扩容改造项目、新建核电站、离堆湿法贮存中的乏燃料贮存设计提供一种设计思路.

    乏燃料水池扩容硼铝贮存格架

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    浅谈"华龙一号"压力容器安装管理

    许利
    147-155页
    查看更多>>摘要："华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电技术.介绍了"华龙一号"核电机组反应堆冷却剂系统关键设备压力容器筒体引入、筒体安装、一体化堆顶施工过程中遇到的技术问题及通过分析归纳相应的薄弱环节和产生的原因,给出了解决问题的流程和方法.

    华龙一号压力容器一体化堆顶技术问题流程和方法

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    容器接管区的力学分析

    杜四宏
    156-159页
    查看更多>>摘要：通过Ansys对压力容器开孔接管区进行了有限元应力分析,得到了其受力特性和应力分布规律,并对其进行了应力强度评定.

    压力容器接管有限元分析强度评定

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    西屋标准技术规格书要求措施的后撤状态变更

    刘飞丁小川
    160-164页
    查看更多>>摘要：随着核电技术的发展,核电厂技术规格书也在不断补充和完善,核工业界和核管会(NRC)对标准技术规格书(STS)提出了 8个议案,其中议案1提出修改要求措施的后撤状态.本文介绍了西屋公司的压水堆标准技术规格书要求措施的后撤状态变更的风险指引评估,详细分析了最终后撤状态从原先规定的模式5修改为模式4的技术评估,及如何通过定量风险分析来支持最终后撤状态变更,并给出了最终后撤状态变更的实例,并分析了对国内核电厂TS的影响.

    风险指引技术规格书核电厂

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