检索结果-内蒙古大学图书馆

化工学报 2019年第12期70卷 4617-4624页

作者：徐兰潘大伟邓朝俊黄卫星刘梅芳四川大学化学工程学院四川成都610065 中国工程物理研究院激光聚变研究中心四川绵阳621900 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610041

复合乳粒几何尺寸的精密调控对于实现特定规格参数要求的聚合物空心微球的可控制备具有重要意义。基于"一步法"微流控装置,通过大量的实验获得了以油相与内水相流量比R和连续相毛细管数Ca为变量的复合乳粒构建操作区域图,并... 详细信息

复合乳粒几何尺寸的精密调控对于实现特定规格参数要求的聚合物空心微球的可控制备具有重要意义。基于"一步法"微流控装置,通过大量的实验获得了以油相与内水相流量比R和连续相毛细管数Ca为变量的复合乳粒构建操作区域图,并在能稳定形成复合乳粒区域范围内探讨了Ca、R以及管道尺寸对大直径复合乳粒几何尺寸的影响规律。实验结果表明:随着连续相毛细管数增大,复合乳粒几何尺寸(内径、外径和壁厚)均减小;随着油相与内水相流量比增大,复合乳粒内径减小,壁厚增大,而外径则呈现先减小后增大的趋势。此外,复合乳粒几何尺寸随管道直径增大而增大,且存在极限尺寸。实验结果可为单分散大直径复合乳粒的定量可控制备提供实验设计依据。

关键词：微通道多相流流体动力学复合乳粒惯性约束聚变

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“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计

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核动力工程 2018年第5期39卷 154-158页

作者：何正熙何鹏陈学坤徐涛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"是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统(CCMS),需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设... 详细信息

"华龙一号"是我国自主研发的第三代核电站,其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统(CCMS),需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性,必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS,其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量,不但提高了关键点的水位测量准确度,同时避免了压力容器底部开孔,满足了"华龙一号"反应堆固有安全性要求。

关键词：三代核电堆芯冷却监测事故后监测

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微观燃耗方程求解方法研究与数值验证

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核动力工程 2018年第A01期39卷 20-23页

作者：郭凤晨柴晓明芦韡马永强涂晓兰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

研究分析了求解燃耗方程的多种计算方法,包括泰勒级数展开(Taylor)方法、Pade近似(Pade)方法、尺度平方(Scale)方法、特征值(Eig)方法、切比雪夫有理近似(Cram)方法、拉格朗日插值(Lagrange)方法、牛顿插值(Newton)方法、范德蒙矩阵方... 详细信息

研究分析了求解燃耗方程的多种计算方法,包括泰勒级数展开(Taylor)方法、Pade近似(Pade)方法、尺度平方(Scale)方法、特征值(Eig)方法、切比雪夫有理近似(Cram)方法、拉格朗日插值(Lagrange)方法、牛顿插值(Newton)方法、范德蒙矩阵方法和子空间(Krylov)方法,比较分析了各算法在计算效率和计算精度的优劣,最终确定了Cram方法为求解燃耗方程的优选算法。采用Cram方法开发完成了燃耗方程的求解程序,并进行了基准题的验证。结果表明,开发完成的燃耗方程求解程序具有较高的计算精度。

关键词：燃耗方程切比雪夫有理近似(Cram)方法计算精度

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一体化严重事故程序与系统程序耦合研究

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核动力工程 2018年第2期39卷 157-161页

作者：武小莉李伟邓坚邓纯锐张明郭超袁红胜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

为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向... 详细信息

为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向安全壳堆坑喷放的算例Marviken CFT 24验证了这2种直接耦合方法的可行性和耦合程序进行整体安全分析的适用性。

关键词：一体化严重事故程序 RELAP5 耦合

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核反应堆通风系统理论计算模型及对核电事故缓解研究

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科技视界 2020年第17期 175-178页

作者：陶舒畅赖建永秦婧叶竹苏桐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 东方电气集团东方锅炉股份有限公司成都643001

针对核反应堆的特殊性,总结了核反应堆通风系统设计时应当遵循的导则、规范、设计准则等,给出了理论计算模型;参考已有的核反应堆设计经验,综合考虑给出了通风系统的基本设计参数.由于事故工况下核电放射性对环境会产生巨大危害,因此建... 详细信息

针对核反应堆的特殊性,总结了核反应堆通风系统设计时应当遵循的导则、规范、设计准则等,给出了理论计算模型;参考已有的核反应堆设计经验,综合考虑给出了通风系统的基本设计参数.由于事故工况下核电放射性对环境会产生巨大危害,因此建立了事故工况下核素活度计算模型,定量分析了通风系统对核电事故缓解的作用.

关键词：核反应堆通风系统事故缓解

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基于预估校正的改进准静态方法的中子动力学计算研究

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科技视界 2020年第17期 28-30页

作者：贺涛李云召张文鑫王冬勇马党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

早年,堆芯瞬态分析常采用简化的"点堆"动力学模型,不考虑瞬态过程中堆芯中子通量密度随空间的分布,且不随时间变化."点堆"动力学模型求解快速,对小型紧凑耦合系统在一定情况下可给出较满意结果,但由于其无法描述与... 详细信息

早年,堆芯瞬态分析常采用简化的"点堆"动力学模型,不考虑瞬态过程中堆芯中子通量密度随空间的分布,且不随时间变化."点堆"动力学模型求解快速,对小型紧凑耦合系统在一定情况下可给出较满意结果,但由于其无法描述与空间相关的扰动过程.然而,大型商用压水堆的瞬态分析中,特别是事故工况下,中子通量密度空间分布随时间变化会非常剧烈,点堆模型在这种情况下的近似非常大.因此,为了精确模拟大型压水堆的瞬态过程中,中子通量密度分布随时间的变化过程,必须采用三维的时空动力学模型.本文使用预估校正的改进准静态方法求解时空动力学方程,并于基准题对比,验证了预估校正的准静态方法计算的正确性.

关键词：中子动力学方程基于预估校正的改进准静态方法

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棒束通道中燃料棒壁面温度的子通道分析

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核科学与工程 2020年第6期40卷 943-949页

作者：沈丹红董博杨婷傅孝良程旭上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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 国家电投集团科学技术研究院有限公司北京102209 国家能源核电软件重点实验室北京102209 上海电力大学自动化工程学院上海200090

燃料棒的壁面温度是反应堆设计和运行过程中需要关注的重要参数之一。本文利用子通道程序对燃料棒壁面温度进行模拟,通过与实验数据对比,分别分析了子通道程序中的单相和两相换热模型。单相换热模型中,采用适用于棒束的Weisman公式与常... 详细信息

燃料棒的壁面温度是反应堆设计和运行过程中需要关注的重要参数之一。本文利用子通道程序对燃料棒壁面温度进行模拟,通过与实验数据对比,分别分析了子通道程序中的单相和两相换热模型。单相换热模型中,采用适用于棒束的Weisman公式与常用的D-B公式对比计算并最终选用Weisman公式。两相换热模型中,选用RELAP4公式包进行计算并对其判断准则做了简要分析。最终通过对空泡份额模型的对比,选择了Modified Armand模型,获得了较为准确的计算结果。

关键词：子通道分析换热模型空泡份额模型

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思维可视化技术在程序设计教学中的应用研究

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高教学刊 2020年第20期6卷 107-109,113页

作者：刘杰李金玲陈星毛宇吴菱艳南华大学计算机学院湖南衡阳421001 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

从培养学生解决复杂工程问题的能力和计算思维能力的角度出发,针对程序设计类课程教学中程序设计思维难以表达和传递的现象,结合Raptor的四个可视化特征对编程思维过程进行可视化表述和传播,讨论Raptor在程序设计思维可视化教学中的三... 详细信息

从培养学生解决复杂工程问题的能力和计算思维能力的角度出发,针对程序设计类课程教学中程序设计思维难以表达和传递的现象,结合Raptor的四个可视化特征对编程思维过程进行可视化表述和传播,讨论Raptor在程序设计思维可视化教学中的三个阶段,以及每个阶段的目标、特征和实施方式.

关键词：计算思维思维可视化程序设计 Raptor 复杂工程问题

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格架松弛对燃料棒湍流激励及微振磨损的影响研究

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原子能科学技术 2018年第10期52卷 1810-1816页

作者：齐欢欢冯志鹏姜乃斌黄茜黄旋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610041

假设所有支承有效,基于燃料棒模态分析的结果,根据压水堆燃料棒的流场分布特征,采用功率谱密度表征湍流激励,结合相关功率谱密度试验参数,求解了各阶模态的振动位移均方值,基于ARCHARD磨损公式计算了燃料棒刚凸位置的磨损深度。由于制... 详细信息

假设所有支承有效,基于燃料棒模态分析的结果,根据压水堆燃料棒的流场分布特征,采用功率谱密度表征湍流激励,结合相关功率谱密度试验参数,求解了各阶模态的振动位移均方值,基于ARCHARD磨损公式计算了燃料棒刚凸位置的磨损深度。由于制造工艺、运输、辐照的影响,格架对燃料棒的夹持作用可能松弛。依次假设格架单个刚凸及弹簧松弛,研究了松弛对燃料棒模态、流致振动以及磨损的影响。结果表明:格架弹簧的松弛对固有频率的影响可忽略;原振幅较大的位置附近刚凸松弛对固有频率影响明显;堆芯入口及出口的横向流速较大,燃料棒底部和顶部的湍流激励振幅较大,这些位置的刚凸支承松弛使湍流激励振幅明显增大,中间位置的刚凸支承松弛对振幅影响较小;刚凸支承松弛对磨损深度的影响与对湍流激励最大振幅的影响趋势基本一致。磨损除了与湍流激励振幅相关,还与固有频率相关,顶部振型和频率乘积的影响大于底部格架位置,顶部格架刚凸松弛对磨损影响最大。

关键词：燃料棒刚凸格架松弛流致振动微振磨损

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方家山核电厂反应堆保护系统优化研究与应用

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核动力工程 2019年第S02期40卷 126-129页

作者：肖安洪田露曾辉赵俊靳津寄锦芳陈俊杰王永康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 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

针对方家山核电厂反应堆保护系统(RPS)运行检修和定期试验时存在的误启动柴油机等缺陷,进行了问题原因分析;结合核电厂经验反馈提出了RPS改进和优化方案,并对改造方案和软件进行审查和验证,最后借助大修时间窗口实施软件装载并开展现场... 详细信息

针对方家山核电厂反应堆保护系统(RPS)运行检修和定期试验时存在的误启动柴油机等缺陷,进行了问题原因分析;结合核电厂经验反馈提出了RPS改进和优化方案,并对改造方案和软件进行审查和验证,最后借助大修时间窗口实施软件装载并开展现场测试。结果表明系统优化方案效果良好,软件验证与确认过程完整、有效,系统可靠性得到进一步提升。方家山核电厂RPS系统优化作为首次对国外安全级仪表控制产品进行大规模自主化改造、全范围软件验证与确认的工程,节约了系统优化时间,降低了系统改造成本,对其他核电厂RPS等安全级仪表控制系统自主优化和改造具有良好的借鉴意义。

关键词：反应堆保护系统改进优化验证与确认

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