堆内构件螺栓辐照促应力腐蚀可靠性评估方法 被引量：2

1

作者 王仲辉 胡朝威 +1 位作者 李燕 孙博 《机械设计与制造》 北大核心 2024年第6期64-69,共6页

堆内构件连接螺栓所处工况环境恶劣,以辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)为代表的螺栓断裂失效事件时有发生,为了分析评估堆内构件螺栓的可靠性,提出了一种考虑螺栓IASCC失效的可靠性评估方法。首先,基于断裂力学理论中的应力强度因子准则,... 堆内构件连接螺栓所处工况环境恶劣,以辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)为代表的螺栓断裂失效事件时有发生,为了分析评估堆内构件螺栓的可靠性,提出了一种考虑螺栓IASCC失效的可靠性评估方法。首先,基于断裂力学理论中的应力强度因子准则,分别构建了SCC和IASCC失效的极限状态函数,并利用仿真分析方法求解函数中的最大等效应力。其次,考虑函数中各参数的不确定性,应用一次二阶矩法求解堆内构件连接螺栓的可靠度。最后,以堆内使用数量最多的M16型号螺栓为例进行计算分析。结果表明,断裂韧度与螺栓所受最大等效应力对螺栓可靠性的影响最大,裂纹扩展系数、裂纹扩展指数的影响次之,裂纹初始尺寸对可靠性的影响最小。此种评估方法可用于反应堆结构设计中各类连接螺栓的寿命预测及可靠性评估,也可以辅助确定反应堆结构安全检测周期和检测重点。 展开更多

关键词 螺栓 应力腐蚀 可靠性 堆内构件 辐照 反应堆结构

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基于一体化三维数值模拟的中国实验快堆冷钠池及其堆内构件热工特性分析 被引量：8

2

作者 张钰浩 夏子涵 +5 位作者 梁江涛 刘一哲 杨军 叶尚尚 郭忠孝 陆道纲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期499-507,共9页

建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工... 建立中国实验快堆(CEFR)池式堆本体全尺寸三维模型,进行堆本体冷钠池、热钠池、主容器冷却系统等主要部件的一体化、三维数值计算。通过对热钠池进行部分简化,为冷钠池计算提供更接近实堆运行工况的边界条件,获得CEFR在额定功率稳态工况下冷钠池及其堆内构件三维热工参数,为其结构应力评定及部件设计提供关键输入。计算结果表明:冷钠池内液钠的流动较为复杂,上冷池内流动较为明显;由于冷池中板的阻隔作用,下冷池流动较为微弱。此外,冷钠池内会出现较为明显的热分层现象,使得冷钠池内竖向支承肋板及其堆内构件沿高度方向产生约30℃温差,对其结构强度设计提出更高的要求;主容器冷却系统出口被加热的液钠对上冷钠池的温度、流动分布也有一定影响。本研究为钠冷池式快堆事故安全分析、关键堆内构件结构应力评定及设计提供重要热工输入参数。 展开更多

关键词 一体化三维计算 冷钠池 堆内构件 热分层 中国实验快堆

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压水堆堆内构件异种材料螺纹联接件在热循环载荷下的疲劳试验分析研究 被引量：5

3

作者 梁星筠 任欣 +2 位作者 张可丰 谢永诚 高雷 《压力容器》 北大核心 2010年第1期5-7,20,共4页

压水堆电厂的反应堆堆内构件中的螺纹联接件与一般联接件不同,在高温、辐照环境中工作,除承受机械载荷外,还承受由于水流以及地震等引起的动态载荷。而在寿命期内反复的冷-热-冷循环,会使异种材料联接件产生交变循环热应力,甚至会使预... 压水堆电厂的反应堆堆内构件中的螺纹联接件与一般联接件不同,在高温、辐照环境中工作,除承受机械载荷外,还承受由于水流以及地震等引起的动态载荷。而在寿命期内反复的冷-热-冷循环,会使异种材料联接件产生交变循环热应力,甚至会使预紧力松弛,因此预紧力合适与否将直接影响联接件联接的可靠性。对通过模拟实际联接结构的联接件进行热循环试验和分析,研究热循环载荷对预紧力和联接结构的影响。 展开更多

关键词 堆内构件 异种材料螺纹联接件 热循环载荷 疲劳试验和分析 预紧力

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核反应堆堆内构件用304H奥氏体不锈钢敏化非腐蚀条件下的性能研究 被引量：4

4

作者 王庆田 胡朝威 +2 位作者 冷晓春 蒋兴钧 王仲辉 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2018年第22期101-105,共5页

介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性... 介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性能的影响。研究了304H不锈钢在敏化非腐蚀条件下的力学性能。结果表明,敏化后的304H不锈钢,力学性能有一定程度的下降。 展开更多

关键词 堆内构件 304H不锈钢 敏化 非腐蚀 性能

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压水堆堆内构件老化评估方法及其应用 被引量：2

5

作者 孟凡江 石秀强 +3 位作者 窦一康 张翟 许锋 胡正林 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第5期697-703,共7页

本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化... 本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。 展开更多

关键词 堆内构件 筛选准则 FMECA 老化评估

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华龙一号堆内构件能量吸收器缓冲性能研究 被引量：1

6

作者 胡朝威 李燕 +4 位作者 赵伟 李娜 余志伟 王仲辉 何培峰 《机械设计》 CSCD 北大核心 2017年第3期91-94,共4页

对华龙一号反应堆堆内构件能量吸收器进行了缓冲性能研究,充分考虑了水力功、堆芯跌落势能、燃料组件压紧弹簧弹性势能和能量吸收器弹塑性变形能间的能量平衡关系,研究了能量吸收器的性能影响因素,推导得出了堆芯跌落高度与能量吸收体... 对华龙一号反应堆堆内构件能量吸收器进行了缓冲性能研究,充分考虑了水力功、堆芯跌落势能、燃料组件压紧弹簧弹性势能和能量吸收器弹塑性变形能间的能量平衡关系,研究了能量吸收器的性能影响因素,推导得出了堆芯跌落高度与能量吸收体长度间的关系、压力容器所受冲击载荷与能量吸收体长度间关系及能量吸收器最大应力与能量吸收体长度间的关系,发现通过减小能量吸收体体积和增大能量吸收体长度能有效降低堆芯跌落对压力容器底封头的冲击。 展开更多

关键词 华龙一号 反应堆 堆内构件 能量吸收器

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CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计 被引量：1

7

作者 丁宗华 黄磊 林绍萱 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第2期159-162,共4页

CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件。为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验。堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型。模型比例... CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件。为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验。堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型。模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据。 展开更多

关键词 堆内构件 流致振动 试验件

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浅析核电站堆内构件用马氏体不锈钢热加工工艺质量控制 被引量：1

8

作者 黄大鹏 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第23期101-103,共3页

堆内构件是核电站的关键设备,它的工作环境特殊,要求具有很强的耐蚀性,因此多由不锈钢制造而成,锻造难度较大。以百万千瓦级核电站堆内构件用压紧弹簧锻件制造为例,结合部件适用的RCC-M规范要求,分析如何控制锻造和热处理的关键工艺参数... 堆内构件是核电站的关键设备,它的工作环境特殊,要求具有很强的耐蚀性,因此多由不锈钢制造而成,锻造难度较大。以百万千瓦级核电站堆内构件用压紧弹簧锻件制造为例,结合部件适用的RCC-M规范要求,分析如何控制锻造和热处理的关键工艺参数,使马氏体不锈钢锻件达到设计和核安全的要求。 展开更多

关键词 堆内构件 马氏体不锈钢 质量控制

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中国实验快堆堆内构件应力分析与评定

9

作者 张明 贺寅彪 +2 位作者 姚伟达 徐定耿 谢永诚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期543-547,共5页

本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告。主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备。堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析。文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限... 本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告。主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备。堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析。文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、冷却剂流动引起的结构振动和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析。最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定。 展开更多

关键词 中国实验快堆 堆内构件 载荷组合 应力分析与评定

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反应堆堆内构件流体激振力的数值模型研究

10

作者 冯志鹏 黄旋 +2 位作者 刘帅 沈平川 蔡逢春 《西南石油大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期143-151,共9页

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键... 针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究。获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度(PSD)特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性。结果表明,大涡模拟(LES)模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷。 展开更多

关键词 堆内构件 流致振动 大涡模拟 湍流激励 数值模型

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中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

11

作者 范月容 张占利 +3 位作者 石辰蕾 戴长年 郎瑞峰 孙林志 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期309-311,共3页

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一。经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑... 堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一。经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等。目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求。 展开更多

关键词 中国先进研究堆 堆芯容器 堆内构件 结构设计

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压水堆核电厂堆内构件联接件防松性能振动考核试验

12

作者 梁星筠 王赤虎 +2 位作者 高雷 谢永诚 杨仁安 《中国工程机械学报》 2009年第3期326-329,共4页

压水堆核电厂反应堆堆内构件联接件在高温、辐照环境中工作,承受由水流、地震等引起的动态载荷,而其中的流致振动往往会导致联接件的松动、脱落,进而影响堆内构件的完整性,因而联接件的防松性能是一个非常值得关注的问题.针对设计寿期... 压水堆核电厂反应堆堆内构件联接件在高温、辐照环境中工作,承受由水流、地震等引起的动态载荷,而其中的流致振动往往会导致联接件的松动、脱落,进而影响堆内构件的完整性,因而联接件的防松性能是一个非常值得关注的问题.针对设计寿期为40年的某压水堆核电厂堆内构件联接件的防松结构,阐述根据堆内构件模型流致振动试验结果,确定等效振动考核试验参数的方法,并对联接件的防松性能进行了振动加速考核试验,得到了对实际工程有参考意义的结论. 展开更多

关键词 堆内构件联接件 防松结构 等效振动考核

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核电站堆内构件水下维修专用测量工具开发及应用 被引量：1

13

作者 刘永骏 黄然 高雷 《东华大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期548-553,共6页

核电站堆内构件由于在辐照环境下工作的特殊性,其故障后的维修必须在水下进行.使用先进的水下维修测量技术,对提高检修效率、保护人员安全有很大帮助.通过对堆内构件在役维修技术的研究,解决了远距离水下孔径、孔距、径向距离、间隙测... 核电站堆内构件由于在辐照环境下工作的特殊性,其故障后的维修必须在水下进行.使用先进的水下维修测量技术,对提高检修效率、保护人员安全有很大帮助.通过对堆内构件在役维修技术的研究,解决了远距离水下孔径、孔距、径向距离、间隙测量的问题,开发了多种新型水下测量工具.新型测量工具具有结构小巧、耐辐照、可远程操作、测量精度高的特点,且能够满足秦山一期核电站辐照监督管支架更换对水下测量应用的要求. 展开更多

关键词 核电站 堆内构件 水下维修 测量工具

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堆内构件钴基合金堆焊工艺研究 被引量：12

14

作者 李延葆 郭宝超 金伟芳 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期247-251,共5页

通过改变不同焊接参数，使用手工钨极氩弧焊在奥氏体不锈钢304H表面进行司太立6钴基合金堆焊，并对所得的堆焊层熔敷金属进行化学成分、截面显微硬度、洛氏硬度、晶间腐蚀和显微组织等测试分析．结果表明：电特性参数及焊接热循环对堆... 通过改变不同焊接参数，使用手工钨极氩弧焊在奥氏体不锈钢304H表面进行司太立6钴基合金堆焊，并对所得的堆焊层熔敷金属进行化学成分、截面显微硬度、洛氏硬度、晶间腐蚀和显微组织等测试分析．结果表明：电特性参数及焊接热循环对堆焊层成分、硬度和显微组织等有明显影响；使用176℃预热温度、145～190A电流参数和8～12cm／min焊接速度，可达97％以上堆焊合格率；在奥氏体不锈钢304H表面先用ER308L焊丝堆焊3mm厚隔离层，再采用400℃的预热温度和400℃的道间温度进行钴基合金堆焊，可以进一步降低堆焊层熔敷金属开裂的风险． 展开更多

关键词 堆内构件 堆焊 钴基合金 显微组织 硬度

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核电堆内构件围板螺栓超声检测优化有限元仿真研究

15

作者 刘登荣 刘天浩 +4 位作者 裴翠祥 蔡文路 汤建帮 马官兵 吴宇坤 《应用声学》 CSCD 北大核心 2023年第6期1148-1155,共8页

围板螺栓是核电堆内构件的关键紧固部件,典型的围板螺栓主要为外六角形式。在长期辐照和震动等恶劣环境服役过程中,其断裂韧性下降,脆性增加,最终导致螺栓退化开裂或断裂脱落,需要对其进行定期无损检测。然而由于其结构的复杂性,现有超... 围板螺栓是核电堆内构件的关键紧固部件,典型的围板螺栓主要为外六角形式。在长期辐照和震动等恶劣环境服役过程中,其断裂韧性下降,脆性增加,最终导致螺栓退化开裂或断裂脱落,需要对其进行定期无损检测。然而由于其结构的复杂性,现有超声检测方法仍难以对其进行有效检测。为进一步提高超声检测方法对于围板螺栓内部缺陷的检测能力,针对堆内构件围板螺栓典型缺陷失效形式,通过有限元数值仿真技术开展适用于围板螺栓不同区域(螺栓过渡区域、螺杆区域和螺纹区域)的超声检测方法和工艺研究,对超声探头激励频率、晶片尺寸及超声波入射角度等进行优化,实现对不同区域15%缺陷横截面积占比的检测目标。为研发具有高度匹配性和高灵敏度的堆内构件围板螺栓超声传感器、实现对围板螺栓敏感区域的高精度检测提供理论指导。 展开更多

关键词 堆内构件 围板螺栓 超声检测 仿真优化

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堆内构件上支承组件在事故工况下的应力计算 被引量：5

16

作者 赵文清 《压力容器》 2014年第7期28-32,共5页

堆内构件上支承组件采用不同的建模方法,分别采用壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式、实体单元建模的模式,对堆内构件上支承组件进行了有限元应力计算,比较了不同建模模式下应力计算的各自特点,堆内构件... 堆内构件上支承组件采用不同的建模方法,分别采用壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式、实体单元建模的模式,对堆内构件上支承组件进行了有限元应力计算,比较了不同建模模式下应力计算的各自特点,堆内构件上支承组件实体单元建模模式应力计算结果精确并能满足RCC-M规范应力评定要求,壳单元和梁单元相组合的建模模式、壳单元和壳单元相组合的建模模式应力计算结果保守且应力评定需等效处理其计算结果。堆内构件上支承组件采用整体实体单元全模型建模的计算方法,计算精确且应力评定简单直接,它可应用于其他工况和不同堆芯堆内构件应力计算及其应力评定。 展开更多

关键词 RCC-M 应力计算 堆内构件 梁单元 壳单元 实体单元

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瞬发和缓发γ射线对堆内构件释热率影响的研究 被引量：4

17

作者 苏耿华 石秀安 +1 位作者 蔡德昌 李雷 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第2期150-155,共6页

为提高核电设计中反应堆堆内构件释热率计算的准确性,本文在原来MCNP外中子源模型计算方法的基础上,计算分析瞬发裂变γ对堆内构件释热率的贡献。计算结果显示,考虑瞬发裂变γ使得堆内构件的释热率增加9%～38%,离堆芯越近的堆内构件的... 为提高核电设计中反应堆堆内构件释热率计算的准确性,本文在原来MCNP外中子源模型计算方法的基础上,计算分析瞬发裂变γ对堆内构件释热率的贡献。计算结果显示,考虑瞬发裂变γ使得堆内构件的释热率增加9%～38%,离堆芯越近的堆内构件的增加值越大。另外,分析认为缓发γ对堆内构件释热率的贡献与瞬发裂变γ相当。因而反应堆堆内构件释热率计算中除了考虑中子及中子俘获所生γ的贡献,还应该考虑瞬发裂变γ和缓发γ的贡献。 展开更多

关键词 堆内构件释热率 瞬发裂变γ射线 缓发γ射线

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堆内构件用S21800奥氏体不锈钢锻棒的制造 被引量：2

18

作者 张纪锋 何馨培 +2 位作者 顾庆同 朱勃 倪红兵 《热加工工艺》 北大核心 2021年第23期113-115,118,共4页

介绍了用于核电站反应堆压力容器堆内构件S21800奥氏体不锈钢锻棒的制造工艺,浅析了S21800奥氏体不锈钢锻棒的关键制造工序。制造的S21800奥氏体不锈钢锻棒满足图纸和技术要求。

关键词 核电站 堆内构件 奥氏体不锈钢锻棒

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海上浮动堆上部堆内构件辐射屏蔽设计 被引量：1

19

作者 李泽良 陈成 丁亚东 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2020年第3期452-455,共4页

提出了一种适用于上部堆内构件辐射屏蔽的设计方案,利用MCNP程序计算出屏蔽的厚度及该厚度下的辐射剂量水平,结果满足现有条件和设计要求。研究结果有助于后续工程设计和辐射安全管理。

关键词 海上浮动堆 上部堆内构件 MCNP 辐射屏蔽 辐射剂量

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某三代核电反应堆堆内构件安装工艺流程优化研究 被引量：1

20

作者 张宝存 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第6期1119-1125,共7页

具有世界先进水平的某型三代压水堆核电机组,其反应堆是用来维持可控自持链式核裂变反应、以实现核能利用的装置,而反应堆内部构件是确保反应堆能够正常维持可控核裂变反应的重要核心部件,具有安装工艺流程复杂、技术难度大、安装精度... 具有世界先进水平的某型三代压水堆核电机组,其反应堆是用来维持可控自持链式核裂变反应、以实现核能利用的装置,而反应堆内部构件是确保反应堆能够正常维持可控核裂变反应的重要核心部件,具有安装工艺流程复杂、技术难度大、安装精度高的特点。堆内构件安装工艺流程优化研究成果作为国家科技重大专项课题的研究成果之一,依据三代压水堆堆内构件的结构特点、基本功能和安装技术要求,对其安装工艺流程进行优化改进,从而实现了安装工艺流程的简化,安装精度和施工效率的提高、施工周期的缩短、施工成本减少的目的,同时为后续三代大型先进压水堆堆内构件安装提供了良好的借鉴。 展开更多

关键词 三代核电 堆内构件 安装工艺

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