检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第S2期40卷 121-125页

作者：郑斌朱大欢卢岳川孙英学石凯凯谢海中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)投入时,反应堆压力容器(RPV)外壁将经历剧烈的温度波动并同时承受较高的内压载荷。为了保证RPV在这种工况下的结构完整性,采用断裂力学有限元方法进行了RPV承压热冲击(PTS)计算及评定,通过疲劳裂纹扩展计... 详细信息

华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)投入时,反应堆压力容器(RPV)外壁将经历剧烈的温度波动并同时承受较高的内压载荷。为了保证RPV在这种工况下的结构完整性,采用断裂力学有限元方法进行了RPV承压热冲击(PTS)计算及评定,通过疲劳裂纹扩展计算获得了堆芯筒体和下封头区域寿期末的最终裂纹尺寸。PTS瞬态载荷作用下的应力强度因子修正值与相应限值的最大比值约为0.874,满足RCC-M规范要求。研究结果表明,RPV在CIS投用时不会出现断裂失效。

关键词：堆腔注水冷却系统(CIS) 承压热冲击(PTS) 断裂力学

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水下航行器阻力参数化分析与优化

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水下无人系统学报 2020年第5期28卷 526-531页

作者：刘峰梁旭苗怡然屠超华赵彦凯哈尔滨工程大学船舶工程学院黑龙江哈尔滨150001 中国船舶工业系统工程研究院北京100094 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610041

为提高水下航行器阻力性能及分析效率,文中以一型水下航行器为研究对象,设计了阻力参数化分析流程。采用Java语言对STAR-CCM+软件进行了二次开发,利用iSIGHT软件实现了设计过程的控制参数和计算结果等的读取和处理,实现了水下航行器阻... 详细信息

为提高水下航行器阻力性能及分析效率,文中以一型水下航行器为研究对象,设计了阻力参数化分析流程。采用Java语言对STAR-CCM+软件进行了二次开发,利用iSIGHT软件实现了设计过程的控制参数和计算结果等的读取和处理,实现了水下航行器阻力参数化建模与分析;采用最优拉丁超立方方法生成了样本点,通过参数化分析得到了对应的直航阻力值,以及设计变量对于直航阻力的灵敏度、主效应等的影响,利用响应面模型进行了样本点的拟合,得到了具有较高拟合精度且满足工程需要的直航阻力近似模型;建立了水下航行器直航阻力优化模型,并采用非线性二次规划法进行了优化求解,相比初始方案,优化方案直航阻力降低了10.78%,大幅提高了设计效率。

关键词：水下航行器阻力参数化分析近似模型优化

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模块式小型核反应堆稳压器波动管破口事故分析研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 113-116页

作者：尹莎莎罗涵禹秋穗正黄伟陈志辉田野方华伟中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表... 详细信息

针对模块式小型核反应堆(SMR)稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型,采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟;并对其相关的热工水力参数进行分析研究,同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表明:波动管破口尺寸为0.002 m^2时,事故进程最为严重,该结果可为SMR的严重事故管理导则提供参考依据。

关键词：模块式小型核反应堆(SMR) 严重事故波动管 MELCOR 破口失水

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乏燃料水池实时温升计算研究

乏燃料水池实时温升计算研究

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中国核学会2019年学术年会

作者：景福庭唐松乾吕焕文何迅段永强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

本文首先通过模拟压水堆核电厂的装卸料过程,获得了乏燃料水池中的组件基本情况;然后基于乏燃料组件的燃耗历史,计算各个组件的衰变热和总衰变热;最后通过模拟乏燃料水池的换热情况,计算乏燃料水池的温升及事故工况下的池水沸腾时间。... 详细信息

本文首先通过模拟压水堆核电厂的装卸料过程,获得了乏燃料水池中的组件基本情况;然后基于乏燃料组件的燃耗历史,计算各个组件的衰变热和总衰变热;最后通过模拟乏燃料水池的换热情况,计算乏燃料水池的温升及事故工况下的池水沸腾时间。软件具有可视化输入界面,可以从电厂已有文件中自动提取组件信息,方便用户的使用。

关键词：乏燃料水池衰变热温升

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华龙一号全范围事故分析研究

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核动力工程 2019年第A01期40卷 45-49页

作者：张晓华刘昌文冷贵君吴清丁书华陈伟邱志方李峰中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 100... 详细信息

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 1000在全范围事故工况下均具有较高的安全裕量。本文研究中形成的思路、原则和方法可用于新核电厂设计以及在役核电厂相关分析。

关键词：华龙一号全范围事故分析停堆工况事故事故长期分析

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基于中子扩散方程的JFNK方法研究

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核动力工程 2019年第S02期40卷 67-73页

作者：李治刚安萍贺涛刘威芦韡余红星中国核动力研究设计院成都610213 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

将中子扩散方程采用有限差分法离散成广义特征值问题,采用JFNK方法进行求解,同时采用LRA基准题和无限平板基准题对JFNK方法进行了验证,并基于单棒例题对JFNK方法的微扰量、预处理矩阵等关键技术进行了研究,结果表明:JFNK方法求解中子扩... 详细信息

将中子扩散方程采用有限差分法离散成广义特征值问题,采用JFNK方法进行求解,同时采用LRA基准题和无限平板基准题对JFNK方法进行了验证,并基于单棒例题对JFNK方法的微扰量、预处理矩阵等关键技术进行了研究,结果表明:JFNK方法求解中子扩散方程具有良好的精度和收敛效率;在差分构造雅阁比向量时,微扰量在10-5附近时与解析构造雅阁比向量的效果相当;采用中子扩散方程对应的完整雅阁比矩阵作为预处理矩阵的加速效果更好;源迭代次数超过一定值后,源迭代计算结果作为初值带来的加速效果逐渐减弱。

关键词： JFNK方法中子扩散方程有限差分微扰量预处理矩阵源迭代

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多线程并行在CHF一体化开发系统中的应用

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科技视界 2020年第15期 44-49页

作者：明平洲李治刚潘俊杰芦韡中国核动力研究设计院设计所成都610213 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

CHF(Critical Heat Flux)一体化开发系统根据临界热流密度的实验数据与子通道计算进行相互对比和统计学分析,最终对CHF经验关系式进行修正和优化。由于CHF一体化开发系统的运行效率偏低,且反复调用子通道计算模块,所以引入多线程并行编... 详细信息

CHF(Critical Heat Flux)一体化开发系统根据临界热流密度的实验数据与子通道计算进行相互对比和统计学分析,最终对CHF经验关系式进行修正和优化。由于CHF一体化开发系统的运行效率偏低,且反复调用子通道计算模块,所以引入多线程并行编程技术来加速计算。通过OpenMP和POSIX线程两种编程方案取得不同的加速效果,区别在于后者编程难度更大。19组实验数据问题的CHF一体化开发系统运行效率被提升5倍左右,接近加速的理论上限。

关键词： CHF经验关系式子通道计算并行计算多线程

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Eplan自动检查系统的设计与实现

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工业控制计算机 2020年第12期33卷 1-3页

作者：张旭姚璋李俊中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

Eplan作为一款硬件设计辅助软件,在工程设计中具有广泛的应用。软件的使用过程中,无可避免地会出现人为因素引起的错误。对于这类错误一方面应通过绘图人员的反复校验来减少,另一方面可通过二次开发设计自动检查工具来主动识别。设计并... 详细信息

Eplan作为一款硬件设计辅助软件,在工程设计中具有广泛的应用。软件的使用过程中,无可避免地会出现人为因素引起的错误。对于这类错误一方面应通过绘图人员的反复校验来减少,另一方面可通过二次开发设计自动检查工具来主动识别。设计并实现了一套Eplan自动检查系统对DCS系统硬件设计中常见的一些错误进行检查。经验证,该系统能够有效地实现检查目标,提高设计过程的效率和质量。

关键词： Eplan 自动检查系统二次开发

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核动力工程设计项目管理进度控制影响因素分析

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装备环境工程 2020年第4期17卷 123-127页

作者：张倬徐春霍蒙谢细明中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研设计院所设计流程的基础上,根据项目进度控制的定义和内容,结合行业特点,针对管理与技术互为影响的实际,按设计过程阶段,对影响核动力工程设计项目进度的内部因素和外部因素进行分析。在... 详细信息

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研设计院所设计流程的基础上,根据项目进度控制的定义和内容,结合行业特点,针对管理与技术互为影响的实际,按设计过程阶段,对影响核动力工程设计项目进度的内部因素和外部因素进行分析。在理论和实践层面,就如何有效实施核动力工程项目管理、控制设计进度进行了探讨。从策划、组织管理、信息沟通等方面,针对性地提出了有关管理对策措施的建议,以期优化改进项目进度控制工作,持续提高项目管理水平。

关键词：核动力工程设计进度控制项目管理

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核电设备J型焊焊接应力及变形仿真分析研究

核电设备J型焊焊接应力及变形仿真分析研究

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中国核学会2019年学术年会

作者：陈建国臧峰刚杨宇郑斌孙英学中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

在核电设备焊接结构中,J型焊是一种典型的焊接连接形式,例如与反应堆压力容器顶盖连接的控制棒驱动机构(CRDM)管座,仪表管,排气管等,都是在上封头内表面采用J型焊进行连接,这类J型焊一般承担着承载和密封等多种功能,且服役环境恶劣,载... 详细信息

在核电设备焊接结构中,J型焊是一种典型的焊接连接形式,例如与反应堆压力容器顶盖连接的控制棒驱动机构(CRDM)管座,仪表管,排气管等,都是在上封头内表面采用J型焊进行连接,这类J型焊一般承担着承载和密封等多种功能,且服役环境恶劣,载荷工况复杂,易产生腐蚀裂纹和疲劳裂纹,对这类结构的完整性研究显得格外重要。事实上,J型焊焊接过程中的影响因素众多,目前很难借助有损或无损检测手段获得完整的焊接残余应力分布情况。本文采用有限元手段对典型异种金属J型焊进行焊接过程仿真,利用单元生死技术,对各个焊道进行详细定义,进而进行热输入,热释放和冷却等过程模拟,采用三维结构模型和顺序耦合的方式先模拟焊接过程温度场,再将温度场作为输入条件对整个焊接过程的应力和变形进行模拟,最后分析J型焊焊后残余应力场及变形情况,找出危险位置。本文J型焊涉及三种材料及其热物理和热弹塑性参数,分析软件为ANSYS。本文结果对于J型焊焊接结构设计,优化焊接工艺参数和控制焊后残余应力及变形具有实际的指导意义,为焊接结构安全可靠性分析奠定基础。

关键词：反应堆压力容器 J型焊残余应力有限元

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