检索结果-内蒙古大学图书馆

应用数学和力学 2014年第5期35卷 581-588页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄余晓菲叶献辉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成都610041

针对弹性管的涡致振动问题,分别在双向流固耦合模拟得到的流体力系数以及尾流振子模型的基础上,采用Euler-Bernoulli梁模型模拟弹性管,得到了弹性管涡致振动的运动方程,提出两种预测弹性管涡致振动的理论模型.首先通过4阶Galerkin方法... 详细信息

针对弹性管的涡致振动问题,分别在双向流固耦合模拟得到的流体力系数以及尾流振子模型的基础上,采用Euler-Bernoulli梁模型模拟弹性管,得到了弹性管涡致振动的运动方程,提出两种预测弹性管涡致振动的理论模型.首先通过4阶Galerkin方法离散系统的运动方程,采用由双向流固耦合数值模拟得出的流体力数据,预测了弹性管在横向流体作用下的振动响应;其次,引入尾流振子模型模拟弹性管与漩涡脱落间的耦合作用,并将预测结果与流固耦合模拟结果进行了对比分析.结果显示,采用谐和形式流体力的理论模型预测得到的结果偏小,而尾流振子模型能较好地模拟弹性管的涡致振动特性,预测结果比得上双向流固耦合得到的结果,说明尾流振子模型用于弹性管的漩涡脱落诱发振动是可行的和合理的.

关键词：涡致振动尾流振子模型锁定流固耦合

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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 648-651页

作者：卢岳川吴万军臧峰刚孙英学刘文进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四川成都610041

2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。

关键词：泄漏分析评估

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核动力装置的设计过程能力研究

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核动力工程 2008年第S1期29卷 18-21页

作者：许川王艳霞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四川成都610041

通过对设计过程能力的基本概念的理解,分析了设计过程能力的影响因素和各影响因素的组成内容,并尝试建立了设计过程能力的动态管理系统和设计过程能力的评价模型,从而分析影响核动力装置设计质量的主要原因和对策,明确了下一步工作的重点。

关键词：核动力装置设计过程能力评价

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支承间隙对辅助管道地震分析的影响

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 597-601页

作者：吴万军刘文进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四川成都610041

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分... 详细信息

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响。结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响。

关键词：辅助管道地震分析支承间隙

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管道布置对核电站主系统抗震性能的影响

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 397-400页

作者：艾红雷刘文进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四川成都610041

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作。主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论。

关键词：地震分析管道数值计算

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反应堆压力容器出口接管力学分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 505-508页

作者：杨雯郑连纲杨宇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四川成都610041

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应... 详细信息

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明,出口接管满足规范的要求。

关键词：有限元压力容器应力分析疲劳分析

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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 407-410页

作者：张毅雄姜乃斌艾红雷王伟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四川成都610041

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。

关键词：反应堆冷却剂系统非线性地震分析

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焊接残余应力有限元分析技术研究

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 593-596页

作者：孙英学卢岳川臧峰刚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四川成都610041

本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究... 详细信息

本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳Ω焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析。通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的。

关键词：残余应力焊接生死单元

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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

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核动力工程 2007年第6期28卷 112-116页

作者：侯东林萌许志红杨燕华陈智上海交通大学核科学与工程学院 200240 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成都610041

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 详细信息

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。

关键词： Simulink程序 RELAP5程序程序耦合核电站控制与保护系统核电站仿真

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微液膜动力学特性与稳定性实验研究

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强激光与粒子束 2015年第8期27卷 271-274页

作者：李华张友佳张林黄洪文中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。

关键词：共轭光学探测器微液膜动力学稳定性

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