检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2015年第22期 256-257页

作者：黄奇平朝春王殳陈柯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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心四川成都610041 中海油研究总院中国北京100027

在核电厂反应堆控制系统中,引入了大量常规岛的信号用于反应堆、蒸汽发生器等核岛对象的控制和保护。根据除氧器系统配置方案的不同,核岛控制系统的设计需要有针对性的进行调整和修改。对比了目前几种主要的控制方案,对核岛与常规岛之... 详细信息

在核电厂反应堆控制系统中,引入了大量常规岛的信号用于反应堆、蒸汽发生器等核岛对象的控制和保护。根据除氧器系统配置方案的不同,核岛控制系统的设计需要有针对性的进行调整和修改。对比了目前几种主要的控制方案,对核岛与常规岛之间的接口分析和研究,并给出了适应性的修改方案。

关键词：核电厂除氧器系统核岛控制系统

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弹性管涡致振动的理论模型与数值模拟

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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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考虑静水压力的HBS辐照肿胀本构关系开发及验证

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原子能科学技术 2014年第8期48卷 1381-1385页

作者：高利军姜胜耀陈炳德肖忠俞冀阳清华大学工程物理系北京100084 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 中国核动力研究设计院四川成都610041 国家能源先进核燃料元件研发(实验)中心四川成都610041

分析了静水压力对UO2高燃耗结构辐照肿胀产生影响的机理,据此给出了开发辐照肿胀本构关系的3个基本假设,得出静水压力主要通过压缩高燃耗结构气孔体积而影响辐照肿胀这一结论。在已完成开发的高燃耗结构辐照肿胀关系式的基础上,定量计... 详细信息

分析了静水压力对UO2高燃耗结构辐照肿胀产生影响的机理,据此给出了开发辐照肿胀本构关系的3个基本假设,得出静水压力主要通过压缩高燃耗结构气孔体积而影响辐照肿胀这一结论。在已完成开发的高燃耗结构辐照肿胀关系式的基础上,定量计算静水压力引起的气孔收缩和高燃耗结构辐照肿胀减小量,成功地开发了考虑静水压力的高燃耗结构辐照肿胀本构关系。利用现有高燃耗结构辐照肿胀数据对本构关系做了初步验证,验证结果表明了其合理性。

关键词：高燃耗结构辐照肿胀本构关系静水压力

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轴向非均匀加热对并联通道流动不稳定性的影响

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原子能科学技术 2014年第4期48卷 604-609页

作者：鲁晓东周铃岚巫英伟苏光辉秋穗正张虹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系陕西西安710049 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

基于均相流模型建立并联通道系统的控制方程,采用交错网格技术和半隐式差分离散控制方程,并使用追赶法求解来模拟并联通道的两相流动特征。采用轴向余弦功率加热模拟轴向非均匀功率加热。运用小扰动法,获得了不同压力、入口过冷度和轴... 详细信息

基于均相流模型建立并联通道系统的控制方程,采用交错网格技术和半隐式差分离散控制方程,并使用追赶法求解来模拟并联通道的两相流动特征。采用轴向余弦功率加热模拟轴向非均匀功率加热。运用小扰动法,获得了不同压力、入口过冷度和轴向功率加热方式下的稳定性边界(MSB)和三维不稳定性空间。对于余弦和均匀功率加热,系统稳定性均随系统压力的增大而增强。余弦功率加热在高过冷度区降低并联通道系统稳定性,而在低过冷度区增强系统稳定性。随进口阻力系数的增加,处于余弦功率加热的并联通道系统稳定性增强,MSB的拐点逐渐向高过冷度区移动。

关键词：轴向非均匀加热并联通道流动不稳定性三维不稳定性空间

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一种基于Simatic平台的电气控制人机交互系统

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军民两用技术与产品 2015年第4期 57-57页

作者：刘堂胜王劲松何亮谢峰高大朋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610041

本文介绍了一种基于Simatic平台的电气控制人机交互系统设计方法，通过系统架构设计、界面结构设计、能流图形设计、脚本设计等步骤，较好地实现了系统的功能性能目标，落实了人机交互的设计原则。

关键词： Simatic HMI 人机交互能流负荷冲击

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停堆断路器主接线方案优选研究

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军民两用技术与产品 2015年第10期 85-85页

作者：刘堂胜刘立新李洪伟刘鎏毛翔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610041

停堆断路器是核安全级设备，用于在反应堆紧急情况下，切断棒控系统动力电源，实现安全停堆功能。以反应堆停堆系统的误动率和拒动率为评估指标，开展了停堆断路器主接线方案优选研究工作。

关键词：停堆断路器误动率拒动率

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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

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核科学与工程 2014年第2期34卷 187-192页

作者：刘伟朱元兵白宁单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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610041 中科华核电技术研究院深圳518026

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 详细信息

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道分析程序ATHAS GE3×3组件稳态验证

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功率调节开关柜电磁兼容问题分析与研究

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电子世界 2014年第8期 53-55页

作者：刘堂胜王劲松李洪伟何亮谢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

功率调节开关柜电磁屏蔽连续性难以保证,同时由于采用了晶闸管调功器、开关电源、可编程控制器等部件,其电磁兼容问题非常复杂。本文进行了一系列原理及工艺方面的分析研究,提出一系列原理方法及工艺措施,优化了设备的电磁兼容性能。

关键词：开关柜电磁兼容传导发射辐射发射抗干扰

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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

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核科学与工程 2014年第1期34卷 59-66页

作者：刘伟白宁朱元兵单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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610041 中科华核电技术研究院深圳518026

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯... 详细信息

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道程序ATHAS COBRA—EN THERMIT一2 物理模型数值解法

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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进

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压力容器 2014年第3期31卷 70-76页

作者：周高斌罗英邱天张亚斌王小彬曾鹏谢国福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

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。

关键词：反应堆压力容器主螺栓螺孔螺纹损伤改进

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