检索结果-内蒙古大学图书馆

计算机应用 2017年第A02期37卷 35-38页

作者：明平洲潘俊杰芦韡刘东余红星中国核动力研究设计院成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

并行计算可以提高大规模数值计算的效率,它是实现全堆芯精细数值分析和耦合计算的重要技术之一。在结构化网格条件下引入冗余的计算信息来提升全堆芯子通道分析的并行度,以此为基础围绕中国核动力研究设计院自主研制的全堆芯子通道分析... 详细信息

并行计算可以提高大规模数值计算的效率,它是实现全堆芯精细数值分析和耦合计算的重要技术之一。在结构化网格条件下引入冗余的计算信息来提升全堆芯子通道分析的并行度,以此为基础围绕中国核动力研究设计院自主研制的全堆芯子通道分析程序CORTH,设计对应的有效并行算法来解决其计算效率偏低的问题。实验结果表明,全堆芯子通道分析程序CORTH的计算效率在使用多核集群资源情况下提升明显,性能接近国际同类型软件COBRA-TF;且相比区域分解等改变数值计算流程的并行算法,此并行算法对程序的改动较小,更适用于此类核反应堆工程软件的研制。

关键词：堆芯计算全堆芯子通道分析并行计算结构化网格

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三维氢气爆炸分析程序的开发及初步验证

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原子能科学技术 2017年第11期51卷 2004-2012页

作者：黄涛高颖贤丁书华钟明君吴丹苏光辉秋穗正核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

本文针对核反应堆严重事故下的氢气爆炸现象开发了数值分析程序DEST,采用单步反应模型模拟氢气与氧气化学反应过程,在保证精度的情况下提高了计算效率;在时间步进方法上,采用了二阶附加半隐式的龙格库塔(ASIRK)法,有效地解决了源项带来... 详细信息

本文针对核反应堆严重事故下的氢气爆炸现象开发了数值分析程序DEST,采用单步反应模型模拟氢气与氧气化学反应过程,在保证精度的情况下提高了计算效率;在时间步进方法上,采用了二阶附加半隐式的龙格库塔(ASIRK)法,有效地解决了源项带来的刚性问题;采用稳定、高精度的对流离散格式(5rd WENO格式)处理对流项,用于精确捕捉冲击波断面处的参数变化;采用牛顿拉夫逊迭代方法计算混合气体温度,减少了迭代次数;采用多块网格对接技术处理程序应用过程中遇到的复杂几何。在此基础上,对单步化学反应模型进行测试,并给出了合理的模型参数选择。最后将DEST程序用于分析RUT台架爆炸实验,计算结果初步证明了分析程序DEST用于氢气爆炸动态特性分析的正确性。

关键词：严重事故氢气爆炸程序开发初步验证

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华龙一号堆内构件能量吸收器缓冲性能研究

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机械设计 2017年第3期34卷 91-94页

作者：胡朝威李燕赵伟李娜余志伟王仲辉何培峰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

对华龙一号反应堆堆内构件能量吸收器进行了缓冲性能研究,充分考虑了水力功、堆芯跌落势能、燃料组件压紧弹簧弹性势能和能量吸收器弹塑性变形能间的能量平衡关系,研究了能量吸收器的性能影响因素,推导得出了堆芯跌落高度与能量吸收体... 详细信息

对华龙一号反应堆堆内构件能量吸收器进行了缓冲性能研究,充分考虑了水力功、堆芯跌落势能、燃料组件压紧弹簧弹性势能和能量吸收器弹塑性变形能间的能量平衡关系,研究了能量吸收器的性能影响因素,推导得出了堆芯跌落高度与能量吸收体长度间的关系、压力容器所受冲击载荷与能量吸收体长度间关系及能量吸收器最大应力与能量吸收体长度间的关系,发现通过减小能量吸收体体积和增大能量吸收体长度能有效降低堆芯跌落对压力容器底封头的冲击。

关键词：华龙一号反应堆堆内构件能量吸收器

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国产508-3钢不同温度下非比例多轴循环变形行为研究

国产508-3钢不同温度下非比例多轴循环变形行为研究

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2018年全国固体力学学术会议

作者：田俊张丽屏谢海杨宇阚前华中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室西南交通大学力学与工程学院

国产508-3钢是我国压水堆核电站压力容器的关键材料。在25℃、200℃和350℃下,对国产508-2钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验,讨论了材料在不同加载路径和不同加载条件下的循环变形特征和棘轮变形行为,研究表... 详细信息

国产508-3钢是我国压水堆核电站压力容器的关键材料。在25℃、200℃和350℃下,对国产508-2钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验,讨论了材料在不同加载路径和不同加载条件下的循环变形特征和棘轮变形行为,研究表明:国产508-3钢的非比例多轴循环变形行为具有明显的温度相关性和路径依赖性。

关键词：国产508-3钢非比例不同温度循环变形棘轮效应

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全长尺寸5×5格架棒束通道两相流动特性研究

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核动力工程 2017年第S2期38卷 25-28页

作者：李权 Avramova M 刘洋华郑美银赵艳丽陈杰焦拥军于俊崇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 北卡罗来纳州立大学核能工程系美国27695 清华大学工程物理系北京100084

采用两相计算流体动力学(CFD)分析的方法,对全长尺寸格架棒束通道内过冷沸腾两相流动进行了数值模拟。将模拟得到的棒束通道中心4个子通道的平均空泡份额与实验值进行对比发现,在高空泡份额区域与实验值符合较好;在低空泡份额区域,计算... 详细信息

采用两相计算流体动力学(CFD)分析的方法,对全长尺寸格架棒束通道内过冷沸腾两相流动进行了数值模拟。将模拟得到的棒束通道中心4个子通道的平均空泡份额与实验值进行对比发现,在高空泡份额区域与实验值符合较好;在低空泡份额区域,计算值略高于实验值。两相CFD方法模拟得到了棒束通道内空泡份额的详细分布,观察到格架上游空泡份额集中在加热棒的周围,但在格架下游,子通道中心的空泡份额增加,加热棒周围的空泡份额减小,间接地证明了格架对临界热流密度(CHF)的提升作用。

关键词：全长尺寸格架过冷沸腾空泡份额

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TACR热传输系统热工水力瞬态分析

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核技术 2017年第8期40卷 63-71页

作者：魏诗颖王玮王成龙田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041

钍燃料的利用对于缓解核燃料资源短缺具有重要意义,坎杜型反应堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先进燃料循环方面具有较高的灵活性,使得其在CANDU反应堆中引入钍燃料循环更具现实意义。CANDU型反应堆中... 详细信息

钍燃料的利用对于缓解核燃料资源短缺具有重要意义,坎杜型反应堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先进燃料循环方面具有较高的灵活性,使得其在CANDU反应堆中引入钍燃料循环更具现实意义。CANDU型反应堆中钍基燃料应用关键基础技术研究是加拿大与我国正在开展的合作课题,其中开发自主的CANDU堆堆芯热工水力设计和安全分析程序是钍基燃料应用必不可少的设计工作之一。本文针对CANDU型反应堆热传输系统结构特点,采用FORTRAN程序设计语言开发了适用于CANDU型反应堆热传输系统的热工水力瞬态分析程序CANTHAC(CANDU Thermal-Hydraulic Analysis Code)。利用CANTHAC对钍基先进CANDU堆(Thorium-based Advanced CANDU Reactor,TACR)进行了瞬态分析,计算工况包括满功率稳态、无保护蒸汽发生器(Steam Generator,SG)二次侧给水温度降低事故及完全失流事故。其中,满功率稳态计算结果与清华大学设计的钍基先进CANDU堆TACR设计值吻合较好,相对误差不超过2%,在可接受范围内;无保护SG二次侧给水温度降低事故及完全失流事故在计算条件下所得的燃料温度及系统压力等关键热工水力参数均在安全限值内,满足安全准则要求。程序为模块化编程,便于移植和改进,具有一定的通用性,为进一步研究工作奠定了基础。

关键词：钍基先进CANDU堆热传输系统热工水力瞬态分析

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304NG不锈钢埋弧焊接头性能及高温断裂行为研究

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热加工工艺 2017年第9期46卷 85-88页

作者：周禹张宏亮王留兵刘晓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610213

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀... 详细信息

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀性能产生明显影响;焊接接头高温拉伸断裂机制为微孔聚集型韧性断裂,韧窝中的金属氧化物球形夹杂是导致焊接接头塑性指标偏低的主要因素。304NG不锈钢弧焊前,应对待焊表面及焊丝进行彻底的清洁去污,严格控制焊剂的烘干,以控制O元素的引入,减少金属氧化物夹杂的形成。

关键词： 304NG控氮不锈钢反应堆内构件埋弧焊

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重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

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第一届全国空间核动力学术会议

作者：杜政瑀佟立丽曹学武王小吉侯丽强上海交通大学机械与动力工程学院上海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四川成都610041

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳... 详细信息

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.

关键词：核反应堆失水事故重力注水过程流动不稳定现象

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基于HyperMesh的反应堆堆顶结构高质量计算流体力学网格生成

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应用力学学报 2017年第2期34卷 281-286页

作者：何培峰许斌罗英马梓淇余豪孙善文周进雄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610200 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049

高质量网格生成是计算流体力学最费时的工作之一,也是影响CFD计算收敛性和计算精度的最重要因素之一。HyperMesh是进行高精度数值模拟所需的功能强大的CAE前处理器。基于HyperMesh详细介绍了反应堆堆顶结构高质量六面体网格生成方法,将... 详细信息

高质量网格生成是计算流体力学最费时的工作之一,也是影响CFD计算收敛性和计算精度的最重要因素之一。HyperMesh是进行高精度数值模拟所需的功能强大的CAE前处理器。基于HyperMesh详细介绍了反应堆堆顶结构高质量六面体网格生成方法,将生成的网格导入ANSYS/CFX进行热流耦合分析并进行了网格无关性验证,得出对堆顶结构的计算分析采用942万网格。在此基础上对堆顶结构进行可压缩气体流场分析,得到了堆顶结构的速度、温度、压力场分布特性。

关键词： HyperMesh ANSYS CFX CFD 堆顶结构

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瞬态承压热冲击下AP1000反应堆压力容器热应力数值模拟

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中国科学：技术科学 2017年第7期47卷 685-691页

作者：马梓淇张宏亮何培峰许斌罗英周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室陕西省航天结构振动控制工程实验室西安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成都610200

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水... 详细信息

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水注入瞬态过程中反应堆压力容器内部流场以及壁面温度分布特性,并采用双线性弹塑性模型对反应堆压力容器由于瞬态非均匀温度分布引起的热-力耦合现象进行分析.结果表明,承压热冲击现象会导致反应堆压力容器局部应力过高,在安注嘴区域应力甚至会超过材料的屈服强度,但在安注嘴以外的其他区域结构是安全的并保持在较低的应力状态.本文的数值模拟方法和分析结果可为反应堆的可靠性和安全性评估提供参考.

关键词： AP1000 反应堆压力容器承压热冲击弹塑性热应力

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