检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2016年第1期50卷 118-125页

作者：蔡云李庆王侃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610213

应用高阶有限元方法求解中子扩散方程第1本征对和高阶本征对,比较了低阶和高阶有限元方法的性能差异以及LGL(Legendre-Gauss-Lobatto)节点和均匀网格节点之间的差异。通过二维BIBLIS和二维IAEA两个基准题,验证了该算法能求解高阶本征对... 详细信息

应用高阶有限元方法求解中子扩散方程第1本征对和高阶本征对,比较了低阶和高阶有限元方法的性能差异以及LGL(Legendre-Gauss-Lobatto)节点和均匀网格节点之间的差异。通过二维BIBLIS和二维IAEA两个基准题,验证了该算法能求解高阶本征对。结果表明,采用LGL节点较均匀节点的高阶有限元方法求解速度更快。

关键词：高阶有限元方法高阶本征向量 Legendre-Gauss-Lobatto节点

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燃料组件导向管事故工况应力计算方法研究

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应用数学和力学 2016年第5期37卷 534-541页

作者：齐欢欢沈平川吴万军姜乃斌黄旋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610041

通过反应堆动力分析计算出堆芯上下板和围板的位移时程作为进行燃料组件地震加LOCA动力分析的输入.建立燃料组件横向排模型,进行燃料组件事故动力响应分析,得到燃料组件的变形等内容,以此作为导向管应力分析的基础.结合排模型中燃料组... 详细信息

通过反应堆动力分析计算出堆芯上下板和围板的位移时程作为进行燃料组件地震加LOCA动力分析的输入.建立燃料组件横向排模型,进行燃料组件事故动力响应分析,得到燃料组件的变形等内容,以此作为导向管应力分析的基础.结合排模型中燃料组件的简化方法以及导向管在燃料组件中的结构分布形式,对导向管的薄膜应力以及弯曲应力的算法进行了研究,推导出导向管薄膜应力、弯曲应力的计算方法,对采用该算法进行应力分析需要注意的问题进行了阐述,给出导向管进行安全评定的方法.对导向管应力分析及评定的流程进行总结并编程实现,并以某电厂为实例进行了导向管应力分析计算.

关键词：燃料组件导向管事故工况应力计算方法

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温度-功率曲线对机械补偿控制策略运行影响研究

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核动力工程 2016年第1期37卷 109-112页

作者：王金雨王闯刘同先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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

以秦山第二核电厂反应堆为研究对象,研究了不同反应堆温度-功率曲线对机械控制补偿(MSHIM)运行策略的影响。结果表明,通过对反应堆温度-功率曲线的优化,可以缩减负荷跟踪过程中对控制棒的移动范围,进而支持幅度更大的MSHIM负荷跟踪。

关键词：反应堆机械控制补偿(MSHIM)策略温度-功率曲线

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敷设阻尼加筋外地板结构振动声辐射特性研究

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噪声与振动控制 2017年第2期37卷 85-90页

作者：张丰收沈火明张文正吕稀宋海洋熊夫睿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 西南交通大学力学与工程学院成都610031

结合声学分析软件建立高速列车加筋外地板结构有限元模型,研究阻尼材料对加筋外地板声辐射特性的影响,并探究面板厚度、结构阻尼系数和阻尼材料对外地板隔声量的影响。研究结果表明:敷设阻尼层能够有效抑制外地板的声辐射,但不是越厚越... 详细信息

结合声学分析软件建立高速列车加筋外地板结构有限元模型,研究阻尼材料对加筋外地板声辐射特性的影响,并探究面板厚度、结构阻尼系数和阻尼材料对外地板隔声量的影响。研究结果表明:敷设阻尼层能够有效抑制外地板的声辐射,但不是越厚越好;增加面板厚度及结构阻尼系数能够提高外地板的隔声量;阻尼层厚度存在临界值,此时外地板隔声量最大。加筋外地板敷设树脂类阻尼且增大结构阻尼系数,声学性能较理想。

关键词：振动与波高速列车加筋外地板振动声辐射阻尼隔声量

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基于机构和结构的液压挖掘机工作装置协同优化

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机械研究与应用 2017年第3期30卷 49-53,60页

作者：庞晓平聂东陈进邹智红王浩煜重庆大学机械传动国家重点实验室重庆400044 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

针对液压挖掘机工作装置建模困难,结构复杂,计算量大,不宜进行集成有限元优化且机构和结构参数存在耦合的问题。采用UG进行整个工作装置参数化建模,规则化网格以降低计算规模,基于应力分布选择危险工况,同时采用基于二次回归的Pareto筛... 详细信息

针对液压挖掘机工作装置建模困难,结构复杂,计算量大,不宜进行集成有限元优化且机构和结构参数存在耦合的问题。采用UG进行整个工作装置参数化建模,规则化网格以降低计算规模,基于应力分布选择危险工况,同时采用基于二次回归的Pareto筛选主要设计变量,ISIGHT结合APDL编程以及机构结构协同优化等多种手段同时并举。有效解决上述问题的同时,得到最大应力减少38%,最大位移减少6.7%,重量减少0.3%的良好结果,为类似复杂结构优化问题提供了一定的参考。

关键词：反铲液压挖掘机工作装置集成分析协同优化

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热管冷却空间反应堆事故特性研究

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核动力工程 2016年第5期37卷 119-124页

作者：刘松涛袁园魏宗岚曾未朱力苟军利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610041 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失... 详细信息

以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失效和散热板丧失部分散热面积事故工况下,燃料温度控制在安全限值以内,验证了反应堆系统在事故工况下具有应对单一故障和自稳自调的能力。

关键词：空间反应堆热管碱金属热电转换装置事故分析

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地下核电厂应急计划区最小化方面的初步研究

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核动力工程 2016年第5期37卷 152-155页

作者：吕焕文景福庭刘嘉嘉王军龙杨平张涛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610213 长江勘测规划设计研究院武汉430010

选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽... 详细信息

选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽应急计划区可以划至厂址边界,从而取消场外烟羽应急计划区。

关键词： CUP600 应急计划区厂址边界

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大双螺旋稳压器喷雾头阻力特性数值分析研究

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化工机械 2017年第1期44卷 88-92,113页

作者：孙燕陈聪李发强汪宇王月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森泰英格(成都)数控刀具有限公司中国成达工程有限公司

通过计算流体力学(CFD)方法,研究了大双螺旋稳压器喷雾头内部的流动情况,分析了小混合室、大混合室的结构和螺旋流道螺旋角对喷雾头流量系数的影响。通过分析得到,混合室结构中,最终影响流量系数的因素为混合室的出口直径;小混合室出口... 详细信息

通过计算流体力学(CFD)方法,研究了大双螺旋稳压器喷雾头内部的流动情况,分析了小混合室、大混合室的结构和螺旋流道螺旋角对喷雾头流量系数的影响。通过分析得到,混合室结构中,最终影响流量系数的因素为混合室的出口直径;小混合室出口直径越大,流量系数越大;大混合室出口直径越大,流量系数越小;在所研究的范围内,大混合室出口直径对流量系数的影响更明显;内、外芯螺旋流道的螺旋角越大,流量系数越大。

关键词：稳压器大双螺旋喷雾头阻力特性流量系数计算流体力学(CFD)

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核电汽轮机DEH系统工厂测试研究

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数字化用户 2019年第20期25卷 248页

作者：刘亮王疆桑明钟昊良吴广皓 102200 北京国电智深控制技术有限公司北京 102200 北京市电站自动化工程技术研究中心北京 100048 中国核科技信息与经济研究院北京 610000 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

核电汽轮机DEH系统工厂测试是出厂前的最后一项工作,测试质量直接影响到核电汽轮机DEH系统后续工作的进行.本文以核电汽轮机DEH测试为主要工作进行了测试目的和意义分析、测试要求梳理、测试资源配置整理.本研究能够为项目管理者及工程... 详细信息

核电汽轮机DEH系统工厂测试是出厂前的最后一项工作,测试质量直接影响到核电汽轮机DEH系统后续工作的进行.本文以核电汽轮机DEH测试为主要工作进行了测试目的和意义分析、测试要求梳理、测试资源配置整理.本研究能够为项目管理者及工程人员提供整体系统功能和性能的测试指导.

关键词：核电汽轮机 DEH 工厂测试

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核电厂自动卸压排放管道热分层分析研究

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科技视界 2017年第2期 1-2页

作者：于德勇段永强曹思民孙燕路忠亮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 中国中原对外有限公司中国上海200023

核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象,... 详细信息

核电厂工艺系统的管道和设备中存在流动介质以不同温度分层的热分层现象,将会引起管壁温度分层,在管道截面产生总体弯曲热应力和局部热应力,并产生非预期的位移和支撑载荷。本文采用CFD方法分析了核电厂自动卸压排放管道的热分层现象,研究了管道内热分层形成机理及流动状态,得到了长期稳定运行工况下的热分层状态,为后续管道设计和布置提供参考。

关键词：热分层核电厂反应堆冷却剂系统湍流渗透

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