检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第S2期36卷 138-141页

作者：黄旋姜乃斌齐欢欢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

利用流体力学数值计算软件FLUENT,基于混合物模型对气-液两相流体绕等间距排列圆管流动进行数值模拟,得到不同工况中心圆柱的升阻力时程和整个计算域的流动特性。通过计算发现,对于气-液两相流绕等间距排列圆管流动而言,中心圆柱的升阻... 详细信息

利用流体力学数值计算软件FLUENT,基于混合物模型对气-液两相流体绕等间距排列圆管流动进行数值模拟,得到不同工况中心圆柱的升阻力时程和整个计算域的流动特性。通过计算发现,对于气-液两相流绕等间距排列圆管流动而言,中心圆柱的升阻力均方值、极值和旋涡脱落频率均随着雷诺数增大而增大。并通过实验对模拟结果进行比较,验证了模拟结果的合理性。

关键词：气-液两相流数值模拟旋涡脱落

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紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究

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核动力工程 2015年第3期36卷 1-5页

作者：郑洪涛夏榜样肖鹏李松岭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

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并... 详细信息

针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。

关键词：钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性反应性控制紧凑型压水堆

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采用JFNK方法求解三维中子扩散方程

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核动力工程 2015年第S2期36卷 17-19页

作者：吴文斌李庆孙伟魏彦琴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

采用有限差分方法将三维中子扩散方程离散为大型稀疏矩阵的广义特征值问题,并应用JFNK(Jacobian-Free Newton-Krylov)非线性求解方法对该问题进行求解,得到有效增殖因子(k_(eff))和功率分布。数值结果表明,JFNK方法求解三维中子扩散方... 详细信息

采用有限差分方法将三维中子扩散方程离散为大型稀疏矩阵的广义特征值问题,并应用JFNK(Jacobian-Free Newton-Krylov)非线性求解方法对该问题进行求解,得到有效增殖因子(k_(eff))和功率分布。数值结果表明,JFNK方法求解三维中子扩散方程具有良好的计算精度。

关键词：中子扩散方程有限差分 JFNK方法

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反应堆压力容器密封环有限元模拟技术研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 142-145页

作者：邵雪娇郑连纲苏东川傅孝龙邝临源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

借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析... 详细信息

借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析的过余保守性,提高密封分析计算结果精度。

关键词：压力容器密封环模拟弹塑性

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过程控制数据故障信息诊断研究及其MATLAB仿真

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军民两用技术与产品 2016年第10期 84-86,150页

作者：谢峰刘文静李洪伟高大朋刘鎏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610213

控制系统中部件发生故障将导致系统中传递的数据出现相应的偏离或故障,针对数据故障类型分析故障特征,提出进行数据融合前预处理需要完成的工作和方法,并通过MATLAB软件对其方法进行仿真研究得出最优方法.

关键词：物理冗余故障信息诊断 MATLAB

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反应堆CRDM钩爪堆焊工艺仿真研究

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机械设计与制造工程 2016年第3期45卷 71-74页

作者：杨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四川成都610041

基于有限元软件建立了钩爪堆焊毛坯和终形模型,采用双椭球型热源模拟氧乙炔火焰,依照先堆焊两个内孔再堆焊齿面的顺序进行了瞬态热应力场仿真;根据探索得到的堆焊最优工艺进行零件试制,对钩爪堆焊半成品及成品件进行微观组织、渗透探伤... 详细信息

基于有限元软件建立了钩爪堆焊毛坯和终形模型,采用双椭球型热源模拟氧乙炔火焰,依照先堆焊两个内孔再堆焊齿面的顺序进行了瞬态热应力场仿真;根据探索得到的堆焊最优工艺进行零件试制,对钩爪堆焊半成品及成品件进行微观组织、渗透探伤和显微硬度检验。结果表明,由此堆焊优化方案制造的钩爪堆焊件质量优良。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构堆焊工艺仿真 ANSYS软件

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基于ANSYS程序的反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析方法研究

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核动力工程 2015年第6期36卷 67-69页

作者：郑连纲谢海苏东川邵雪娇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

进行断裂力学分析时,RCC-M规范附录ZG规定了2种方法,其中第一种方法比较简便,易于实现,但结果过于保守,经常不满足限值要求;这时可采用第二种方法进行分析,即进行疲劳裂纹扩展计算分析,但该方法过程繁琐,计算量庞大。本文应用ANSYS程序... 详细信息

进行断裂力学分析时,RCC-M规范附录ZG规定了2种方法,其中第一种方法比较简便,易于实现,但结果过于保守,经常不满足限值要求;这时可采用第二种方法进行分析,即进行疲劳裂纹扩展计算分析,但该方法过程繁琐,计算量庞大。本文应用ANSYS程序中的APDL语言编制疲劳裂纹扩展计算程序,并对反应堆压力容器进行疲劳裂纹扩展计算。

关键词：断裂力学疲劳裂纹扩展 APDL语言

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核电厂定期试验周期延长论证