检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2012年第6期33卷 76-80页

作者：武心壮李文军严俊杰上海核工程研究设计院上海200233 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049

分别对出口直径为6、8、10 mm的喷嘴,入口压力为0.2-0.6 MPa的饱和蒸汽在过冷度为40-80℃的水中形成的音速蒸汽浸没射流凝结的轴向全压分布特性进行实验研究,得到蒸汽压力、过冷度和喷嘴出口直径对轴向全压的影响规律。针对轴向全压大... 详细信息

分别对出口直径为6、8、10 mm的喷嘴,入口压力为0.2-0.6 MPa的饱和蒸汽在过冷度为40-80℃的水中形成的音速蒸汽浸没射流凝结的轴向全压分布特性进行实验研究,得到蒸汽压力、过冷度和喷嘴出口直径对轴向全压的影响规律。针对轴向全压大于入口蒸汽压力这一现象,得到峰值压力以及峰值压力出现位置随蒸汽压力、过冷度和喷嘴尺寸的变化规律。实验结果表明,在低压下喷嘴出口直径对压力峰值特性影响较大,而在高压时上述影响很小;根据其影响因素,得到用于预测轴向全压无量纲峰值距离的实验关系式,预测结果与实验值吻合较好,误差在±15%以内。

关键词：蒸汽射流轴向全压峰值

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采用概率方法确定严重事故下安全壳内环境条件的初步分析

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科技传播 2012年第10期4卷 80-80,72页

作者：王喆上海核工程研究设计院堆芯设计所上海200233

本文采用概率方法确定严重事故下安全壳内的环境条件。从而降低了对严重事故下所需设备的要求,使得设备的设计和采购更灵活,并具有一定的经济性。

关键词：概率严重事故环境条件

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蒸汽浸没射流凝结引起的冲击特性研究

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工程热物理学报 2012年第5期33卷 805-808页

作者：武心壮潘如东严俊杰国家核电技术公司上海核工程研究设计院上海200233 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049

本文在广泛的蒸汽压力和过冷水温度范围内,针对饱和蒸汽通过不同出口直径的喷嘴在过冷水中浸没射流凝结引起的压力冲击特性进行了实验研究,测量得到了不同轴向位置和径向位置的冲击压力,并分析了入口蒸汽压力,过冷水温度和喷嘴出口直径... 详细信息

本文在广泛的蒸汽压力和过冷水温度范围内,针对饱和蒸汽通过不同出口直径的喷嘴在过冷水中浸没射流凝结引起的压力冲击特性进行了实验研究,测量得到了不同轴向位置和径向位置的冲击压力,并分析了入口蒸汽压力,过冷水温度和喷嘴出口直径对冲击压力的影响规律。结果表明冲击压力主要受入口蒸汽压力和过冷水温度的影响;同时,当汽水参数以及无量纲轴向和径向距离相同时,不同出口直径的喷嘴对应的冲击压力变化很小,从而表明喷嘴出口直径对压力冲击影响很小。

关键词：冲击压力蒸汽射流凝结

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蒸汽浸没射流引起的紊流区轴向温度分布研究

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工程热物理学报 2012年第3期33卷 429-432页

作者：武心壮严俊杰国家核电技术公司上海核工程研究设计院上海200233 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049

本文采用紊态扩散模型分析了蒸汽浸没射流凝结过程,通过假设紊流区为单相水轴对称流动,利用自由紊动射流理论得到了紊流区轴向温度的计算公式。根据先前给出的温度特性半宽的实验关联式,得到蒸汽浸没射流引起的紊流区单相水射流的虚源,... 详细信息

本文采用紊态扩散模型分析了蒸汽浸没射流凝结过程,通过假设紊流区为单相水轴对称流动,利用自由紊动射流理论得到了紊流区轴向温度的计算公式。根据先前给出的温度特性半宽的实验关联式,得到蒸汽浸没射流引起的紊流区单相水射流的虚源,从而给出了计算紊流区轴向温度的半经验公式。本文中利用无量纲穿透长度确定了紊流区的起点位置,在此紊流区范围内,轴向温度的计算值和实验值吻合得较好,相对误差基本在±5%以内。

关键词：紊流蒸汽射流轴向温度

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太原煤化工区有毒气体泄漏环境风险分析

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环境科学学报 2012年第3期32卷 537-544页

作者：李沁怡蔡旭晖王雪宋宇北京大学环境科学与工程学院环境模拟与污染控制国家重点联合实验室北京100871 上海核工程研究设计院上海200233

针对太原煤化工区氯气、氨气和光气这3种泄漏风险最高的有毒气体的事故条件,采用非定常的CALPUFF大气扩散模式进行了一整年的事故扩散模拟.获得逐时次事故扩散浓度场并分析3种污染物泄漏的全年平均风险及各季变化.结果定量描述了氯气、... 详细信息

针对太原煤化工区氯气、氨气和光气这3种泄漏风险最高的有毒气体的事故条件,采用非定常的CALPUFF大气扩散模式进行了一整年的事故扩散模拟.获得逐时次事故扩散浓度场并分析3种污染物泄漏的全年平均风险及各季变化.结果定量描述了氯气、氨气和光气的致死浓度、中毒浓度和刺激浓度的全年及各季平均风险范围,并分析了不同有毒气体风险范围的差异及四季变化的原因.

关键词：煤化工区事故泄漏环境风险 CALPUFF模式太原

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高强度螺栓受剪连接抗火性能试验研究

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东南大学学报（自然科学版） 2012年第6期42卷 1180-1186页

作者：范圣刚舒赣平霍昌盛东南大学土木工程学院南京210096 东南大学混凝土及预应力混凝土结构教育部重点实验室南京210096 上海核工程研究设计院上海200233

为了考察高强度螺栓受剪连接的抗火性能,用试验方法研究了其在高温状态下和过火冷却后的抗剪性能与行为反应.通过稳态升温试验,对5组(共8个)试件开展了火灾试验,研究了滑移荷载与极限荷载随温度的变化规律;通过常温下试验,研究了6组(共1... 详细信息

为了考察高强度螺栓受剪连接的抗火性能,用试验方法研究了其在高温状态下和过火冷却后的抗剪性能与行为反应.通过稳态升温试验,对5组(共8个)试件开展了火灾试验,研究了滑移荷载与极限荷载随温度的变化规律;通过常温下试验,研究了6组(共15个)过火后试件的受力性能,揭示了过火温度、过火处理方法和冷却方式对滑移荷载的影响.结果表明:当温度超过350℃时,滑移荷载与极限荷载随温度升高急剧下降;过火温度越高,冷却后试件的滑移荷载值越小,且不同过火处理和冷却方式的试件滑移荷载值是不相同的.拟合出了高温下滑移荷载与极限荷载折减系数以及过火后滑移荷载折减系数的近似计算公式,建议高强度螺栓受剪连接抗火分析的临界温度取350℃,为钢结构抗火研究提供参考依据.

关键词：高强度螺栓受剪连接抗火性能高温

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球床式水冷堆堆芯热工水力特性分析

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原子能科学技术 2012年第B12期46卷 782-787页

作者：李华秋穗正蔡孝玉苏光辉田文喜西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 上海核工程研究设计院上海200233

以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水... 详细信息

以计算流体力学(CFD)为基础,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,采用Fortran 90编制了用于球床式水冷堆堆芯热工水力计算和安全分析微机型仿真程序STAP和TSAP,并对球床式水冷堆堆芯稳态、瞬态工况进行热工水力计算。计算结果表明:燃料元件温度的最大值出现在微小间隙区域位置,速度最大值出现在与该元件接触的燃料元件微小间隙区域的中间位置;燃料元件的表面温度远小于该堆型的设计极限温度,满足安全准则;引入反应性扰动的瞬态工况下,冷却剂的温度突然增加,随后逐步下降,达到稳定。燃料元件表面温度逐步增加,然后逐步降低至稳定状态。

关键词：球床式水冷堆稳态热工水力分析瞬态安全分析计算流体力学

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硼回凝水冷却器的地震反应分析研究

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现代计算机 2012年第13期18卷 14-17页

作者：黄庆张翟上海核工程研究设计院工程设备室上海200233

对硼回凝水冷却器用有限元法建立计算模型,并进行在自重、压力和接管载荷条件下的静态分析、模态分析和地震载荷下的动态反应分析。求得硼回凝水冷却器的应力,同时按规范要求,对硼回凝水冷却器在各使用限制条件下进行载荷组合和应力评... 详细信息

对硼回凝水冷却器用有限元法建立计算模型,并进行在自重、压力和接管载荷条件下的静态分析、模态分析和地震载荷下的动态反应分析。求得硼回凝水冷却器的应力,同时按规范要求,对硼回凝水冷却器在各使用限制条件下进行载荷组合和应力评定。评定结果表明:硼回凝水冷却器的各部件均满足ASME III-ND和NF规范的相关要求。

关键词：核电站冷却器谱分析

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含缺陷承压管道裂纹扩展计算及程序开发

含缺陷承压管道裂纹扩展计算及程序开发

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第十七届全国反应堆结构力学会议

作者：刘畅梁星筠上海核工程研究设计院上海核工程研究设计院上海市核电工程重点实验室

通过对某核电厂承压设备在役检查发现缺陷后的处理计算,阐述了基于线弹性断裂力学机理的裂纹扩展的计算分析和评定方法,计算方法中考虑了缺陷深度和长度的耦合作用。并在此基础上,运用Visual C++语言,开发裂纹扩展计算程序。程序内全面... 详细信息

通过对某核电厂承压设备在役检查发现缺陷后的处理计算,阐述了基于线弹性断裂力学机理的裂纹扩展的计算分析和评定方法,计算方法中考虑了缺陷深度和长度的耦合作用。并在此基础上,运用Visual C++语言,开发裂纹扩展计算程序。程序内全面考虑了反应堆冷却剂系统(RCS)一次侧设计瞬态、反应堆冷却剂系统二次侧设计瞬态的交变载荷及缺陷初始形状、方位分类等问题,适用范围广泛。本文的计算方法及评定方法为电厂管道在役检修和能否继续运行提供重要依据。

关键词：裂纹扩展速率评定交变载荷程序开发

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核电厂全生命周期老化管理的要求和挑战

核电厂全生命周期老化管理的要求和挑战

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第九届中国核学会“核科技、核应用、核经济(三核)”论坛

作者：窦一康上海核工程研究设计院/上海市核电工程重点实验室上海20033

核电厂设备的失效大多源于一种或多种老化机理单独或综合的作用,老化管理是防止关键设备失效、确保核安全的重要手段.本文以国际原子能机构2009年颁布的"核电厂老化管理核安全导则(NS-G-2.12)"和国家核安全局2012年发布的核... 详细信息

核电厂设备的失效大多源于一种或多种老化机理单独或综合的作用,老化管理是防止关键设备失效、确保核安全的重要手段.本文以国际原子能机构2009年颁布的"核电厂老化管理核安全导则(NS-G-2.12)"和国家核安全局2012年发布的核安全导则"核动力厂老化管理(HAD103/12)"为依据,梳理了核电厂从设计、建造、调试,到运行、延寿,直至退役的全生命周期各阶段老化管理的要求,分析了各阶段工作承上启下的内在联系,论述了"老化管理核安全导则"的实施,对核电厂设计理念、设备制造、设备鉴定、建造调试、营运管理、检查维修、执照取证、延寿模式、退役模式等带来的新挑战,以及对促进核电厂核安全水平的全面提高,以及对积极发展中的核电行业安全稳定可持续发展的重要意义。

关键词：核电厂管理机制设备鉴定全生命周期

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