检索结果-内蒙古大学图书馆

焊接技术 2018年第2期47卷 73-77页

作者：王庆田余志伟冷晓春陈忻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 上海第一机床厂上海201306

介绍了压水堆核电厂堆内构件上支承柱的变径的结构特征以及焊接变形的控制难点,在吸取M310核电厂焊接经验的基础上,本文针对三代压水堆核电厂反应堆堆内构件上支承柱的焊接提出一些防变形的控制措施,包括设计和焊接工艺措施,将上述措施... 详细信息

介绍了压水堆核电厂堆内构件上支承柱的变径的结构特征以及焊接变形的控制难点,在吸取M310核电厂焊接经验的基础上,本文针对三代压水堆核电厂反应堆堆内构件上支承柱的焊接提出一些防变形的控制措施,包括设计和焊接工艺措施,将上述措施应用到上支承柱的焊接上,焊接结果满足设计要求。

关键词：核电厂上支承柱焊接变形分析与控制

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ACP100S浮动核电站核蒸汽供应系统控制系统分析与仿真研究

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南华大学学报（自然科学版） 2018年第6期32卷 9-14页

作者：陈智廖龙涛张英尤恺肖凯曾未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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心四川成都610213

作为核能在海上应用的新的方式,浮动核电站为在不同区域灵活部署和利用核能创造了条件.该研究从ACP100S浮动核电站使用要求、主要系统设备运行要求、机组配置要求及海洋环境要求等多方面开展了ACP100S核蒸汽供应系统的控制系统要求分析... 详细信息

作为核能在海上应用的新的方式,浮动核电站为在不同区域灵活部署和利用核能创造了条件.该研究从ACP100S浮动核电站使用要求、主要系统设备运行要求、机组配置要求及海洋环境要求等多方面开展了ACP100S核蒸汽供应系统的控制系统要求分析,给出了控制系统方案.以此为基础,利用RELAP系统分析程序和控制系统仿真程序MATLAB/SIMULINK,开展了控制系统数值仿真分析工作.仿真结果满足控制系统验收准则要求,验证了控制系统设计的有效性.

关键词：仿真核蒸汽供应系统控制系统浮动核电站

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辐照蠕变对锆合金包壳管吸氢所致多场耦合行为的影响

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原子能科学技术 2017年第9期51卷 1625-1632页

作者：汪秉忠丁淑蓉陈亮李文杰庞华复旦大学航空航天系力学与工程仿真研究所上海200433 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

本文考虑辐照效应,改进了锆合金包壳管内部的氢原子扩散-氢化物析出-热-力耦合行为的微分控制方程。根据多物理场等效积分弱形式和所建立的耦合计算方法,在FEPG软件平台编制文件,生成多场耦合计算的有限元程序,并对程序进行了验证。计... 详细信息

本文考虑辐照效应,改进了锆合金包壳管内部的氢原子扩散-氢化物析出-热-力耦合行为的微分控制方程。根据多物理场等效积分弱形式和所建立的耦合计算方法,在FEPG软件平台编制文件,生成多场耦合计算的有限元程序,并对程序进行了验证。计算分析了辐照蠕变对锆合金包壳管堆内吸氢所致多场耦合行为演化的影响,结果表明:辐照蠕变导致包壳管内产生应力松弛,促使Mises应力显著降低,同时导致静水应力由负值转变为正值,进而影响氢原子的扩散;与不考虑辐照蠕变的结果进行对比,发现辐照蠕变会增大燃料芯块与包壳管局部接触区域的负的静水应力的绝对值及向外的静水应力梯度,导致接触区域内的氢原子浓度减小,接触区域周围的氢原子浓度增大。

关键词：锆合金包壳管吸氢辐照蠕变多场耦合

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蒸汽发生器给水环管热分层强度影响因素及缓减措施研究

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原子能科学技术 2017年第1期51卷 59-66页

作者：孙燕罗琦黄伟李发强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 森泰英格(成都)数控刀具有限公司四川成都610207

为研究低功率运行工况下压水堆核电厂蒸汽发生器给水环管热分层强度的影响因素和缓减措施,采用计算流体力学(CFD)方法,对给水环管内部流体的热分层现象进行了数值模拟。研究了功率提升过程中给水运行方式及给水环管结构对热分层强度的影... 详细信息

为研究低功率运行工况下压水堆核电厂蒸汽发生器给水环管热分层强度的影响因素和缓减措施,采用计算流体力学(CFD)方法,对给水环管内部流体的热分层现象进行了数值模拟。研究了功率提升过程中给水运行方式及给水环管结构对热分层强度的影响,从给水环管布置及结构两个方面提出了两种改进结构。结果表明:提高给水流量提升速率对热分层强度几乎没有影响,给水弯头弯曲半径增大能有效减弱给水弯头处的热分层强度,给水弯头向下布置能明显减弱给水环管内的热分层强度,给水管倾斜角度增大能有效减弱给水弯头、给水管的热分层强度,同时使得给水环的热分层强度增强。将给水弯头向下布置且给水管水平段改为多级阶梯渐缩-渐扩结构、多级球形渐缩-渐扩结构后,给水环管内的热分层现象能得到不同程度的缓解,因此提出的两种改进结构是较理想的改进结构。

关键词：蒸汽发生器给水环管热分层强度影响因素缓减措施计算流体力学

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高阶预估-校正燃耗方法在压水堆组件计算中的应用

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原子能科学技术 2017年第10期51卷 1765-1770页

作者：田超郑友琦李云召张宏越应栋川谭怡娄磊西安交通大学核科学与技术学院陕西西安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610213

压水堆燃料组件输运燃耗耦合计算通常采用的是传统的预估-校正(PC)燃耗方法。然而,该方法本身的假设导致其存在一定的计算误差。为进一步提高燃耗计算的精度,本文针对传统的预估-校正燃耗方法的缺陷研究了改进的预估-校正燃耗方法,改进... 详细信息

压水堆燃料组件输运燃耗耦合计算通常采用的是传统的预估-校正(PC)燃耗方法。然而,该方法本身的假设导致其存在一定的计算误差。为进一步提高燃耗计算的精度,本文针对传统的预估-校正燃耗方法的缺陷研究了改进的预估-校正燃耗方法,改进了对核反应率进行修正的高阶预估-校正燃耗方法,并在Bamboo-Lattice程序中进行了程序实现,对该方法进行了验证分析。结果表明:改进的预估-校正燃耗方法和高阶预估-校正燃耗方法在保证计算效率的前提下提高了燃耗计算的精度。

关键词：燃耗计算改进的预估-校正燃耗方法高阶预估-校正燃耗方法

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SiC/SiC复合材料圆管拉-扭组合实验及损伤行为

SiC/SiC复合材料圆管拉-扭组合实验及损伤行为

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第四届中国国际复合材料科技大会(CCCM-4)

作者：吴亚波王波陈博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 西北工业大学力学与土木建筑学院西安 710129 西北工业大学航空学院西安 710129 西北工业大学材料学院西安 710129

针对陶瓷基复合材料圆管试件进行单调拉伸、扭转试验，引入初始损伤试验，研究了圆管试件的单调力学性能，对比分析了引入不同程度初始损伤对材料力学性能、损伤进程以及损伤模式的影响，并借助声发射实时监测以及断口照片进行损伤分析... 详细信息

针对陶瓷基复合材料圆管试件进行单调拉伸、扭转试验，引入初始损伤试验，研究了圆管试件的单调力学性能，对比分析了引入不同程度初始损伤对材料力学性能、损伤进程以及损伤模式的影响，并借助声发射实时监测以及断口照片进行损伤分析.结果表明：采用圆管试件进行解耦分析的优越性：损伤均匀分布、纯剪切状态以及避免损伤恢复.引入30MPa和 60MPa剪切损伤分别使拉伸模量下降为原来的 80.6%和 51.5%，拉伸强度下降为原来的78.0%和 44.2%;引入40MPa和 70MPa拉伸损伤分别使剪切模量下降为原来的 66.4%和 39.4%，剪切强度下降为原来的78.2%和 43.8%.由于细观损伤机制的重叠，剪切(拉伸)损伤会改变拉伸(剪切)损伤模式，加速拉伸(剪切)损伤进程.

关键词： SiC/SiC复合材料拉-扭组合损伤力学性能

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三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

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核科学与工程 2017年第5期37卷 756-760页

作者：应栋川谭怡肖锋吕焕文刘嘉嘉景福庭邓理邻唐松乾张宏越刘斌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

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感... 详细信息

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。

关键词：三维离散纵标方法屏蔽计算

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CASMO-4E/SIMULATE-3程序系统计算BEAVRS基准题

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原子能科学技术 2017年第3期51卷 457-461页

作者：陈定勇吴宏春李云召李茁刘琨张宏越田超西安交通大学核科学与技术学院陕西西安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610213

BEAVRS基准题是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年公布的压水堆三维全堆芯高保真计算基准题。本文使用传统两步法程序系统CASMO-4E/SIMULATE-3对其进行建模与跟踪计算。结果表明:在热态零功率(HZP)工况下,径向探测器反应率最大相对... 详细信息

BEAVRS基准题是麻省理工学院计算反应堆物理小组2013年公布的压水堆三维全堆芯高保真计算基准题。本文使用传统两步法程序系统CASMO-4E/SIMULATE-3对其进行建模与跟踪计算。结果表明:在热态零功率(HZP)工况下,径向探测器反应率最大相对误差为-18.8%,与蒙特卡罗程序MC21程序的-16.1%相当;在燃耗深度为38.7 MW·d/tHM、堆芯功率为20.3%FP时,径向探测器反应率最大相对误差为-12.9%;在堆芯第1循环内,堆芯各燃耗点处临界硼浓度与测量值误差在40ppm以内,满足工程精度要求。

关键词： CASMO-4E SIMULATE-3 BEAVRS

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严重事故下安全壳内氢气爆燃风险数值模拟研究

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核动力工程 2017年第4期38卷 159-162页

作者：杨帆 S.Kudriakov 余红星邓坚李松蔚曾未刘松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 法国原子能委员会萨克雷研究中心巴黎萨克雷91191 中国核动力研究设计院成都610213

采用计算流体力学(CFD)方法对典型核电厂失水事故下的氢气分布和燃烧过程进行安全分析研究。首先基于火焰加速准则对安全壳内燃爆风险进行评估,采用大规模氢气燃烧实验确定了保守燃烧模型(CREBCOM)中的燃烧速率常数。对安全壳内的氢气... 详细信息

采用计算流体力学(CFD)方法对典型核电厂失水事故下的氢气分布和燃烧过程进行安全分析研究。首先基于火焰加速准则对安全壳内燃爆风险进行评估,采用大规模氢气燃烧实验确定了保守燃烧模型(CREBCOM)中的燃烧速率常数。对安全壳内的氢气燃烧过程的数值模拟显示:氢气燃烧过程产生的峰值压力接近7.0×10~5 Pa,将对安全壳完整性产生威胁。

关键词：计算流体力学(CFD) 氢气风险爆燃模拟

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简谐脉动流过冷沸腾换热特性实验

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哈尔滨工程大学学报 2017年第12期38卷 1890-1896页

作者：刘欣冯丽袁红胜谭思超哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 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

为研究简谐脉动对过冷沸腾换热的影响机理,本文以竖直加热圆管为研究对象,分析了入口过冷度不同工况下换热特性受脉动幅度和周期的影响。实验结果表明:在过冷沸腾初期,脉动振幅和脉动周期越大,换热效果越好;在过冷沸腾后期,脉动振幅越大... 详细信息

为研究简谐脉动对过冷沸腾换热的影响机理,本文以竖直加热圆管为研究对象,分析了入口过冷度不同工况下换热特性受脉动幅度和周期的影响。实验结果表明:在过冷沸腾初期,脉动振幅和脉动周期越大,换热效果越好;在过冷沸腾后期,脉动振幅越大,换热效果越差,而此时脉动周期对换热影响基本可以忽略,脉动振幅主要通过改变流量波动范围影响过冷沸腾换热程度,脉动周期主要通过改变流体与壁面间换热进行程度影响过冷沸腾换热程度。

关键词：竖直加热圆管流量波动过冷沸腾气泡壁温对流换热系数

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