检索结果-内蒙古大学图书馆

在反应堆堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器堆内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计算方法的计算结果非常吻合,其中,对于简单的线性分析问题可采用二维模型计算方法,方法简便且计算效率高;对于具有非线性分析的情况,如存在接触的问题,则应采用后两种方法。

关键词：压紧弹簧弯曲刚度压缩刚度

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反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

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中国核学会2007年学术年会

作者：郑连纲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

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚... 详细信息

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚度要复杂得多,主要是载荷施加及后续结果数据的处理,而且有时还必须建立三维有限元模型才能进行弯曲刚度的计算。

关键词：压紧弹簧压缩刚度反应堆堆内构件弯曲刚度

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低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究

低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究

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第十届全国反应堆热工流体力学会议

作者：张勇宋小明黄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

采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量... 详细信息

采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量，一、二次侧存在温差，以及U型管存在高度差。同时采用CFD方法验证了理论分析的结果。

关键词：低流量条件管式蒸汽发生器流动特性计算流体动力学

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试论四川省核电开发

试论四川省核电开发

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2007四川省中青年专家学术大会

作者：刘咏梅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省核学会

核电是一种"安全可靠、高效、经济、清洁"的能源;核电是当今世界上唯一技术成熟、可以大规模实现温室气体减排的措施,因此,建设核电对于适应四川负荷发展需要,减少因电源不足造成的电网供电缺口十分必要,可为四川国民经济发... 详细信息

核电是一种"安全可靠、高效、经济、清洁"的能源;核电是当今世界上唯一技术成熟、可以大规模实现温室气体减排的措施,因此,建设核电对于适应四川负荷发展需要,减少因电源不足造成的电网供电缺口十分必要,可为四川国民经济发展提供能源保证。

关键词：核电开发气体减排电网供电

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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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第四届中国核学会省市区"三核"论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇卢岳川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省核学会

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堆芯简体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯简体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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第四届中国核学会省市区“三核”论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇卢岳川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省核学会成都610041

本文通过ABAQUS程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在PTS瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在PTS计算分析时较三维断裂... 详细信息

本文通过ABAQUS程序对反应堆压力容器简体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在PTS瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在PTS计算分析时较三维断裂力学有限元分析保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元简体裂纹

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TONUS程序在氢气风险评价中的应用

TONUS程序在氢气风险评价中的应用

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：陈彬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市622信箱506分箱 610041

TONUS程序是用于计算严重事故下,安全壳内氢气分布及可能发生的燃烧过程的精细程序。TONUS程序包含了两种不同方法:用于计算大体积控制体中氢气分布的集总参数法和基于空间离散多维流体方程方法。分析了TONUS程序中的各种模型,包括水蒸... 详细信息

TONUS程序是用于计算严重事故下,安全壳内氢气分布及可能发生的燃烧过程的精细程序。TONUS程序包含了两种不同方法:用于计算大体积控制体中氢气分布的集总参数法和基于空间离散多维流体方程方法。分析了TONUS程序中的各种模型,包括水蒸汽在空气与壁面的冷凝模型、地坑水的蒸发与沸腾模型、地坑水的流动模型、控制体与墙壁间的热传导模型、氢气与一氧化碳的燃烧、衰变热、喷淋系统与非能动氢复合器模型;CFD方法中的包括两种湍流模型在内的低马赫数Navier-Stokes方程、用于计算壁面冷凝的Chilton-Colburn关系式、用于计算热传导的CFD与3D导热耦合方程等。最后计算了2维含非能动氢复合器空间中的氢气燃烧过程。对计算结果的分析表明,TONUS是一个有效地可应用于安全壳内氢气风险评价的程序。

关键词：核反应堆安全壳氢气风险评价 TONUS程序

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超临界水冷堆开发现状与前景展望

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核动力工程 2006年第2期27卷 1-4,44页

作者：李满昌王明利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

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。... 详细信息

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。

关键词：超临界水冷堆开发现状前景分析

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