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近日，中国原子能科学研究院长期基础研究专项“反应堆多源异构数据治理分析基础技术研究”项目顺利通过专家验收。该项目成功研发中国原子能科学研究院首个液态金属反应堆数据治理与分析平台，建立了一整套数据采集、存储、治理和应用体系，为实现反应堆数据深度应用奠定了重要技术基础。
近日，中国原子能科学研究院自主研发的液态钠冷反应堆系统分析与安全评价软件顺利通过验收。作为国内首套具有完全自主知识产权的商用级系统分析软件，该软件的成功研制解决了快堆设计和安全分析关键工业软件的“卡脖子”技术难题，对我国先进钠冷反应堆研发具有重要意义。
核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估
核反应堆 核主泵
2009/11/3
为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化，通过CFD数值模拟软件FLUENT，应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟，获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况，分析了压力和速度分布规律，并进行了性能预估。结果表明，稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到...
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器 a设计寿命 力学性能
2009/5/19
本文以百万千瓦级核电站（CNP1000）反应堆压力容器为例，分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容，选择反应堆压力容器具有代表性的部位，论证了60a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。
反应堆压力容器出口接管力学分析
有限元 应力分析 疲劳分析
2009/5/19
在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件，必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析，得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数，并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明，出口接管满足规范的要求。
反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
反应堆压力容器 蒸汽发生器 不符合项
2009/5/19
在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中，经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处，即产生不符合项。经分析验证后可知，其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式，同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。
核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发
核电厂 反应堆压力容器 老化管理大纲
2009/5/19
根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发，论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度，全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例，给出老化管理大纲的工程应用实例。
CPR1000核电厂核反应堆压力容器应力分析
压力容器 有限元分析 应力分析
2009/5/19
本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障，因此，要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核。通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型，计算压力容器在设计工况以及试验工况下，在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度，并严格参照规范标准RCC-MB篇规定的各种工况下的应力准则，对压力容器进行强度评定。评定的结果表明，压力容器在计算的几类工况下，均符合...
快中子反应堆非能动停堆系统中控制棒驱动杆磁性连接件的设计与有限元分析
非能动停堆系统 ANSYS 软件
2009/5/19
为确保快中子反应堆的安全运行，提出了一种非能动性的智能触发停堆系统，完成了对该系统中的永久磁铁的设计，采用ANSYS软件对永久磁铁进行热分析并进行安全评估，验证了该系统的安全性和有效性。
我国反应堆结构力学30年
反应堆结构力学 业绩 前景展望
2009/5/15
文章简要回顾我国反应堆结构力学（CSMiRT）30年发展史，总结学科发展中所取得的成绩与经验，展现了我国反应堆结构力学学科发展壮大的过程，阐明了这一学科的重要性及其为中国核动力事业所做的贡献。文章展望了专业发展前景，提出反应堆结构力学工作者应做好充分准备，迎接核电大发展的新挑战。
反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术及其发展
核反应堆 承压边界 泄漏监测技术
2009/2/24
反应堆冷却剂承压边界泄漏监测是反应堆安全运行的重要保障。本文评述了反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术的发展状况及其特点，重点分析了放射性泄漏监测技术、声发射泄漏监测技术的发展，并对核反应堆泄漏监测技术未来的发展趋势进行了初步探索。分析指出：承压边界泄漏监测技术发展的目标是尽可能提高其响应速度、灵敏度和可靠性，及时为反应堆运行及决策人员提供有效的操纵及决策依据;而实现承压边界的整体泄漏监测、全寿期“健...
不锈钢的故障造成了沸水反应堆的改变
沸水反应堆 故障 不锈钢
2008/12/23
美国德雷斯顿核动力厂控制棒移动的困难,现在已经得到了解决。原子能委员会的检查者已建议动力厂在10瓩热功率下运行。 动力厂是在移动一根控制棒失败之后,在1960年11月15日停顿的。据报导,移动控制棒的困难是由于移动管使用的17-4 PH不锈钢遭到应力腐蚀
反应堆系统数字化实时仿真的高效实现
实验反应堆 实时仿真 Matlab/Simulink
2008/12/22
根据实验反应堆的物理特性，建立堆芯动态模型，探讨多种实时仿真算法的实现途径。研究提出了进行数字化实时仿真的一种高效实现方法。为配合功率调节系统半实物仿真试验而实现了一座实验反应堆在Windows平台下的实时仿真系统。
数字化的核反应堆物理启动系统的研制和应用
核反应堆 物理启动 数字化
2008/12/22
介绍了数字化物理启动系统的构成和基本工作原理 ,及其在 1 0MW高温气冷实验堆物理启动试验过程中的首次成功运用。实践证明 :该系统不但运行可靠 ,计算迅速准确 ,减轻了人员劳动强度 ,且与同类模拟系统相比 ,具有实时监测显示、试验结果透明度高的特点。