检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2011年第1期32卷 10-15页

作者：黄茜臧峰刚张毅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610041

相邻结构间的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应。国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题。Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用。本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模... 详细信息

相邻结构间的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应。国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题。Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用。本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模拟非线性滞变恢复力,通过扩阶、降阶矩阵的使用,结合随机等效线性化法,导出滞变支撑连接耦合结构的虚拟激励方程,建立了虚拟激励与响应的关系,形成结构平稳随机地震响应的闭合求解表达式;并基于此方法求解两剪切结构的随机地震响应。数据表明:本文方法与Lyapunov法的计算结果有很好的一致性。随后,采用本文方法分析了滞变支撑在缓解结构地震响应中的作用;基于不同的控制策略,开展了最优初始屈服力的参数研究。

关键词：滞变支撑随机地震虚拟激励

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稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

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核动力工程 2011年第1期32卷 6-9,20页

作者：余晓菲张毅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610041

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROC... 详细信息

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分层情况下管道的最大应力和疲劳使用系数。分析结果表明,管道在热分层效应下的应力、疲劳强度均满足RCC-M规范相关要求。

关键词：稳压器波动管热分层应力疲劳

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岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统相关传递函数的辨识方法

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核动力工程 2011年第5期32卷 29-32页

作者：陈智张英王华金张瑞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

对岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对象和物理过程传递函数进行辨识研究,给出辨识方法。根据设备特性曲线,利用瞬态分析程序(CATIA2)计算得到瞬态结果。对所得的结果进行分析和数据提取,得到辨识基本数据,然... 详细信息

对岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对象和物理过程传递函数进行辨识研究,给出辨识方法。根据设备特性曲线,利用瞬态分析程序(CATIA2)计算得到瞬态结果。对所得的结果进行分析和数据提取,得到辨识基本数据,然后采用MATLAB程序建立参数估计所需模型,进行参数辨识,最终得到相关传递函数,得到的传递函数满足控制系统总体设计和性能验证的需求。

关键词：蒸汽发生器水位控制系统传递函数辨识方法

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横掠水平管束间气-液两相流流型对流致振动激励的影响

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核动力工程 2011年第4期32卷 42-45,71页

作者：姜乃斌臧峰刚张毅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610041

在气-液两相流现有的Taitel流型图和Ulbrich&Mewes流型图的基础上,通过分析试验数据提出一种新的流型图,根据该流型图将垂直向上横掠水平管束的气-液两相流分为3种流型:泡状流、搅拌-泡状流和间歇流,给出这3种流型下的两相流作用在... 详细信息

在气-液两相流现有的Taitel流型图和Ulbrich&Mewes流型图的基础上,通过分析试验数据提出一种新的流型图,根据该流型图将垂直向上横掠水平管束的气-液两相流分为3种流型:泡状流、搅拌-泡状流和间歇流,给出这3种流型下的两相流作用在管束上的激励力的时间历程、功率谱密度曲线和功率谱密度峰值对应的Strouhal数。分析表明,在管束间两相流流致振动问题中,流型对于激励力时程、功率谱密度曲线的形状和频率分布均有明显影响。

关键词：两相流流型管束流致振动

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基于势流体的核反应堆贮液容器动力特性分析

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核动力工程 2011年第4期32卷 131-133页

作者：艾红雷张毅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610041

由于流-固耦合计算规模十分庞大,很少在工程中应用。本文采用势流体函数理论,将流-固耦合特征值方程的耦合项通过势函数联系,流体流动的非线性连续性方程可简化为线性椭圆方程,大大地缩减了流-固耦合计算的规模。通过实际的算例验证表明... 详细信息

由于流-固耦合计算规模十分庞大,很少在工程中应用。本文采用势流体函数理论,将流-固耦合特征值方程的耦合项通过势函数联系,流体流动的非线性连续性方程可简化为线性椭圆方程,大大地缩减了流-固耦合计算的规模。通过实际的算例验证表明,采用基于势流体的流-固耦合方法求解贮液容器动力问题是十分高效的,适合在核反应堆工程中推广运用。

关键词：贮液容器流-固耦合动力特性

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棒束燃料组件特征栅元CFD方法研究

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核动力工程 2011年第3期32卷 68-72页

作者：陈杰陈炳德张虹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

AFA-3G燃料组件中存在典型栅元和控制棒导向管栅元两种特征栅元,定位格架搅混翼的排列也具有一定的规律性。本文采用计算流体力学(CFD)方法,分别针对两种特征栅元,从第一类子通道和第二类子通道的角度,沿程评价其交混性能。质量交混与... 详细信息

AFA-3G燃料组件中存在典型栅元和控制棒导向管栅元两种特征栅元,定位格架搅混翼的排列也具有一定的规律性。本文采用计算流体力学(CFD)方法,分别针对两种特征栅元,从第一类子通道和第二类子通道的角度,沿程评价其交混性能。质量交混与热交混紧密联系又相互区别,第一类子通道质量交换较强,但从传热角度,二者性能相当。AFA-3G燃料组件热工水力性能的实验研究中,格架搅混翼的排列方式应分别参照两种特征栅元格架。

关键词： AFA-3G 特征栅元子通道体积份额

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布置方式对波动管热分层现象的影响分析

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核动力工程 2011年第6期32卷 47-50,95页

作者：赖建永黄伟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

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管的布置方式对热分层现象的影响,提出增加准水平段的倾角和在与主管道相连处增加一段竖直管段2种方案共6种布置方式。利用计算流体力学(CFD)分析方法,对采取不同布置方式的波动管的热分层现象进行数... 详细信息

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管的布置方式对热分层现象的影响,提出增加准水平段的倾角和在与主管道相连处增加一段竖直管段2种方案共6种布置方式。利用计算流体力学(CFD)分析方法,对采取不同布置方式的波动管的热分层现象进行数值模拟,得到每种布置方式的波动管在不同波动流速下的准水平段管道截面最大温差分布。对比分析结果表明:增大波动管准水平段的倾角可以减弱热分层现象,但无法彻底消除该现象;在波动管与主管道相连的接管嘴处增加一段竖直管段能够有效减弱并消除热分层现象。

关键词：波动管热分层布置计算流体力学

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磷酸三钠在安全壳喷淋系统中的应用研究

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核动力工程 2011年第2期32卷 137-140页

作者：王琳段永强崔怀明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

固体磷酸三钠(TSP)属于强碱弱酸盐,具有较强的碱性和较高的溶解度,化学性质稳定,能够长期保存。在安全壳喷淋系统(EAS)的喷淋水中添加TSP替代NaOH,能够调节喷淋液的pH值,有效地除去从泄漏的冷却水中释放至安全壳中的碘气体,避免强碱对... 详细信息

固体磷酸三钠(TSP)属于强碱弱酸盐,具有较强的碱性和较高的溶解度,化学性质稳定,能够长期保存。在安全壳喷淋系统(EAS)的喷淋水中添加TSP替代NaOH,能够调节喷淋液的pH值,有效地除去从泄漏的冷却水中释放至安全壳中的碘气体,避免强碱对工作人员的伤害,易于事故后的清理。本文对TSP在EAS系统中的应用进行了分析研究,计算了TSP的用量、pH值调节能力和溶解时间,初步确定了化学物贮存箱的结构、设置方式。在安全壳地坑旁安装TSP贮存箱,使用TSP替代氢氧化钠(NaOH)溶液是可行的。

关键词： PWR 安全壳喷淋系统(EAS) 磷酸三钠氢氧化钠(NaOH)

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大型核化工储罐对接环焊缝棱角度分析

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广东化工 2012年第4期39卷 288-289页

作者：李玮张琦陈聪中国核电工程有限公司北京100840 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

大型核化工储罐体积大,制造安装环境苛刻,易发生环向焊缝棱角度超标等制造缺陷。本文分析了棱角度产生的原因及控制方案,并利用经验公式计算出某核化工储罐环焊缝棱角度的最大允许值,可利用此方法初步判定棱角度是否超差。分析结果表明... 详细信息

大型核化工储罐体积大,制造安装环境苛刻,易发生环向焊缝棱角度超标等制造缺陷。本文分析了棱角度产生的原因及控制方案,并利用经验公式计算出某核化工储罐环焊缝棱角度的最大允许值,可利用此方法初步判定棱角度是否超差。分析结果表明,严格控制质量要素,采用合理的工艺方案,棱角度超差缺陷是可以避免的。

关键词：核化工储罐棱角度分析

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基于当量环方法的自定距棒束换热及水力学模型研究

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核动力工程 2011年第1期32卷 81-84,94页

作者：张丹刘昌文鲁剑超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

稠密棒束采用了螺旋自定距定位方式。由于棒束排列紧凑,流道比较狭窄,并且引入了螺旋定距物,使得棒束内传热与流动现象相当复杂,尚无合适的模型及关系式来计算其热工水力性能。本文基于Rehme当量环方法,从圆管及圆环内相应模型出发,研... 详细信息

稠密棒束采用了螺旋自定距定位方式。由于棒束排列紧凑,流道比较狭窄,并且引入了螺旋定距物,使得棒束内传热与流动现象相当复杂,尚无合适的模型及关系式来计算其热工水力性能。本文基于Rehme当量环方法,从圆管及圆环内相应模型出发,研究了螺旋定距物对当量环内流道几何及物理性能的影响,推导得到了自定距棒束单相对流换热及水力学模型。将新模型与传统模型关系式进行对比验证,二者符合较好。以此为依据,从理论上将螺旋定距物对热工水力学的影响做了一定的解释。

关键词：当量环自定距热工水力模型

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