检索结果-内蒙古大学图书馆

科学技术创新 2023年第12期 79-82页

作者：魏博李旸王禹黎昭文路彤刘佳赖建永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

泵类设备是工程中常用的一类设备,也是工程中常见的振动噪声源之一。以并联设置的2台泵为研究对象,结合该型泵一用一备的特点,设计了公共支承结构将两台泵集中布置,并加装动力吸振器进一步控制激励频率处的振动,形成了公共支承隔振与线... 详细信息

泵类设备是工程中常用的一类设备,也是工程中常见的振动噪声源之一。以并联设置的2台泵为研究对象,结合该型泵一用一备的特点,设计了公共支承结构将两台泵集中布置,并加装动力吸振器进一步控制激励频率处的振动,形成了公共支承隔振与线谱控制技术方案。通过有限元分析计算了隔振系统的固有频率、隔振效果与吸振效果,在低频段与全频段隔振效果分别为33 dB与37 dB,在50 Hz线谱处吸振效果为4 dB,验证了设计方案的可行性与效果。本研究可为泵类设备的振动控制提供参考。

关键词：泵隔振动力吸振

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氦-氙混合气体动力粘度测量

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核动力工程 2021年第6期42卷 32-37页

作者：胡文桢李仲春刘晓晶邓坚曲文海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成都610213

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 ... 详细信息

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 MPa下的动力粘度,并对测量结果进行了评价;为得到氦-氙混合气体高温下粘度,采用拟合粘度关系式的方法将粘度拟合值外推至温度为1273 K的粘度值。结果表明,本文实验结果与文献值符合较好;实验装置测量合成标准不确定度为3.88%,拟合值与文献值(实验值、计算值)的偏差较小。本研究为空间气冷堆设计和优化提供了基础热物性参数。

关键词：空间气冷堆氦-氙混合气体动力粘度双毛细管法

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热工水力分析程序中的液位追踪模型对比与研究

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核科学与工程 2023年第4期43卷 751-759页

作者：杨军张恩昊姚垚陈伟丁书华华中科技大学能源与动力工程学院湖北武汉430074 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

混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆堆芯中的混合液位是决定堆芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全... 详细信息

混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆堆芯中的混合液位是决定堆芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全性有重要影响。物理过程中,混合液位主要由空泡份额及两相流型所决定,相对于坍塌液位(Collapsed level),混合液位的实验测量及数值模拟更为复杂。混合液位的计算对反应堆热工水力瞬态模拟有比较重要的影响,因此在多数系统分析程序中设有混合液位追踪模型。本文对主流热工水力程序中的混合液位追踪模型及其验证评估进行了总结,并结合实验数据使用部分热工水力程序进行了模拟和验证,该研究可对自主化分析程序中相关模型的开发提供一定的借鉴和参考。

关键词：液位追踪两相液位水位膨胀 RELAP5 TRACE

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重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 23-28页

作者：孙启政王连杰张滕飞李向阳刘晓晶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成都610213

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终... 详细信息

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比(CR);RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。

关键词：重水小型反应堆钍-铀基燃料长寿命

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基于蒙特卡洛程序的快堆少群截面制作方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 17-22页

作者：肖鹏罗琦夏榜样张广春姚栋周亚婧方超李天涯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 中国核工业集团有限公司北京100045 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院哈尔滨150001

为了提高快堆中子学分析精度,解决传统确定论方法制作快堆少群截面面临的复杂共振问题,基于组件均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、能群结构、泄漏修正等方面,开展了采用蒙特卡洛程序制作堆芯输运计算所需的组件均匀化少群截... 详细信息

为了提高快堆中子学分析精度,解决传统确定论方法制作快堆少群截面面临的复杂共振问题,基于组件均匀化-堆芯输运计算两步法,从各向异性散射、能群结构、泄漏修正等方面,开展了采用蒙特卡洛程序制作堆芯输运计算所需的组件均匀化少群截面的方法研究。数值结果表明:采用蒙特卡洛程序制作快堆少群截面,可以很好地处理中等质量核素的共振效应;采用1阶散射截面或者输运修正后的少群截面可以有效考虑各向异性散射的影响;少群截面的能群数目减小会导致堆芯有效增殖因子(k_(eff))减小;泄漏修正会导致堆芯k_(eff)增大。采用蒙特卡洛程序制作快堆少群截面,堆芯输运得到的k_(eff)偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),功率分布偏差小于2%。

关键词：少群截面生成蒙特卡洛堆芯输运快堆

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单棒通道流动振荡诱发沸腾临界可视化实验研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 35-41页

作者：刘海东陈德奇秦江刘汉周颜培刚刘伟哈尔滨工业大学能源科学与工程学院空天热物理工业和信息化部重点实验室哈尔滨150001 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分... 详细信息

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明,低压力、低质量流速和低入口过冷度下,极易出现流动振荡,并导致沸腾临界提前发生,此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低;随着壁面热流密度不断增加,流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流;当流动出现剧烈振荡时,流道存在回流;发生沸腾临界时流道压降波动最大,对应的流型为不稳定环状流。因此,单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。

关键词：可视化实验两相流流动振荡汽泡沸腾临界

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长期低功率运行对燃料棒PCI性能影响分析

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科学技术创新 2023年第19期 169-172页

作者：何梁张坤陈平邢硕王坤刘振海胡超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

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响... 详细信息

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响,长期低功率运行的时间越长,长期低功率运行的功率越低,燃料棒包壳的应变能密度越大,包壳PCI失效裕量越小。

关键词：长期低功率 Ⅱ类瞬态 PCI 应变能密度

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RPV主螺栓螺纹剪切应力工程计算的探讨

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科学技术创新 2023年第12期 92-95页

作者：杨志海杨立才王昫心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

不同标准资料对于螺纹剪切应力计算的方法有差异。讨论了KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1、GB/T 14791和《机械设计手册》中螺纹剪切面积的计算方法。结果表明,KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1和GB/T 14791中的螺纹剪切面积计算方法相... 详细信息

不同标准资料对于螺纹剪切应力计算的方法有差异。讨论了KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1、GB/T 14791和《机械设计手册》中螺纹剪切面积的计算方法。结果表明,KTA 3201.2、VDI 2230、ASME B1.1和GB/T 14791中的螺纹剪切面积计算方法相同,笔者认为该方法较为合理;《机械设计手册》中的螺纹剪切面积名义值偏大,但引入较小的系数后其计算值可能偏小。KTA 3201.2等标准中的螺纹剪切应力计算公式已满足工程设计需求,但若需得到更真实准确的结果,建议通过试验或有限元分析的方式来确定。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 主螺栓螺纹剪切应力剪切面积工程计算

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小型核动力非能动安全壳抑压与安注集成特性分析

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科学技术创新 2023年第23期 63-66页

作者：钟明君蒋孝蔚杨帆刘余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

非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压... 详细信息

非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压水堆核动力小型化、轻量化设计。利用反应堆冷却剂系统-安全壳耦合分析方法对安全壳抑压与安注集成后的失水事故特性进行了分析研究。结果表明,安全壳抑压与安注集成后系统间的耦合效应显著,降低抑压容量虽然会削弱安全壳抑压能力,但有助堆芯冷却。本研究通过对安全壳抑压与安注集成方案下的系统耦合效应量化分析为集成方案的详细设计建立了基础。

关键词：小型压水堆抑压冷却集成特性耦合分析

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高预充压对UN-FeCrAl燃料棒性能影响分析

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科学技术创新 2023年第17期 18-22页

作者：何梁张坤陈平高士鑫尹春雨胡超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

本文采用FUPAC对高预充压设计下的UN-FeCrAl燃料棒在高燃耗下的性能进行了分析。分析结果表明,高预充压设计下可有效增大芯块-包壳间隙闭合时间,在稳态工况下可避免芯块-包壳发生接触,降低包壳发生PCI破损的风险,同时将导致燃料棒内压... 详细信息

本文采用FUPAC对高预充压设计下的UN-FeCrAl燃料棒在高燃耗下的性能进行了分析。分析结果表明,高预充压设计下可有效增大芯块-包壳间隙闭合时间,在稳态工况下可避免芯块-包壳发生接触,降低包壳发生PCI破损的风险,同时将导致燃料棒内压相对较大,但得益于UN燃料芯块燃料温度较低的优点,其寿期末的燃料棒内压仍低于冷却剂压力,可满足燃料棒内压设计要求;此外,高预充压设计对燃料温度、裂变气体释放率的影响较小,并有利于降低包壳Mises应力和应变。

关键词：耐事故燃料 UN燃料 FeCrAl包壳高预充压

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