检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2010年第11期44卷 1328-1334页

作者：刘余李峰张虹张渝贾宝山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国家级重点实验室四川成都610041

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故(RIA),即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能... 详细信息

以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础,开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故(RIA),即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题,分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比,C4/NK耦合程序具有较好的精度,能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。

关键词：三维物理-热工耦合 C4/NK程序弹棒基准题提棒基准题

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核反应堆热工水力多尺度耦合模拟初步研究

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核动力工程 2010年第S1期31卷 11-15页

作者：刘余张虹贾宝山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国家级重点实验室成都610041

近年来,核反应堆安全分析越来越多地强调分析的精细化和真实性,国际上提出了热工水力多尺度耦合模拟研究。该方法包括系统、部件和局部3个尺度,通过一定的耦合方法将3者有机地结合到一起。采用类似的思路,本文提出了基于RELAP5、COBRA4... 详细信息

近年来,核反应堆安全分析越来越多地强调分析的精细化和真实性,国际上提出了热工水力多尺度耦合模拟研究。该方法包括系统、部件和局部3个尺度,通过一定的耦合方法将3者有机地结合到一起。采用类似的思路,本文提出了基于RELAP5、COBRA4和CFX的多尺度耦合程序框架,完成了程序开发的前期工作,并通过2个简化问题的测试计算,对耦合程序进行了阶段性的验证。

关键词：多尺度耦合耦合方法 RELAP5/COBRA4/CFX

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RELAP5与CFX程序耦合研究

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原子能科学技术 2010年第3期44卷 304-308页

作者：刘余张虹贾宝山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国家级重点实验室四川成都610041

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦... 详细信息

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。

关键词： RELAP5程序 CFX程序 RELAP5/CFX耦合程序

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不同倾角射流时近壁区流动与传热特性研究

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核动力工程 2010年第4期31卷 41-47页

作者：罗毓珊陈凤云王海军杨胜毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表... 详细信息

针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表明,不同入射角对混合函数及无量纲换热系数的变化趋势影响不大,控制变化趋势的关键参数依然是流速比,入射角仅对混合函数及无量纲换热系数的幅值大小有一定影响。

关键词：不同倾角横向射流近壁区混合函数流动与传热

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斜接管嘴非等温横向射流时近壁流体温度的数值模拟

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核动力工程 2010年第4期31卷 31-35页

作者：罗毓珊贺慧宁王海军张毅雄毛庆西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

针对反应堆主管道45°安注斜接管嘴,基于1:9的比例模型,采用计算流体力学程序(CFX)软件,进行了常压条件下安注斜接管嘴主、射流温差分别为30℃和70℃、射流和主流的流速比为0.87～40、构件不同区域内非等温横向射流时的壁温变化及... 详细信息

针对反应堆主管道45°安注斜接管嘴,基于1:9的比例模型,采用计算流体力学程序(CFX)软件,进行了常压条件下安注斜接管嘴主、射流温差分别为30℃和70℃、射流和主流的流速比为0.87～40、构件不同区域内非等温横向射流时的壁温变化及其分布特征的数值模拟研究,得出了构件内主接管相交区、射流下游区、主管侧面区及主管底部各区域测点近壁流体的混合函数。通过对射流与主管流体两种温差下各区域测点混合函数的比较发现,在本次研究中,30℃、70℃两种温差下各点混合函数基本保持不变,各点混合函数的大小与温差关系不大。将本文混合函数的计算结果与同期试验结果进行了比较,二者符合良好。

关键词：近壁流体温度混合函数数值模拟流速比安注斜接管嘴

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岭澳核电站一回路系统真空排气台架设计

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核动力工程 2010年第2期31卷 94-97页

作者：黎春梅罗明坤李书周牛文华杨洪崔怀明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610041 中广核工程有限公司广东深圳518000 大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124

概述了岭澳核电站一回路系统真空排气台架的设计方案、主要性能参数、相关的技术改造和运行过程等。设备现场运行表明,一回路系统真空排气台架可使一回路系统压力达到0.02 MPa以下,可在一回路系统充水排气过程中节约时间约30 h。一回路... 详细信息

概述了岭澳核电站一回路系统真空排气台架的设计方案、主要性能参数、相关的技术改造和运行过程等。设备现场运行表明,一回路系统真空排气台架可使一回路系统压力达到0.02 MPa以下,可在一回路系统充水排气过程中节约时间约30 h。一回路系统真空排气台架设计参数和运行参数均优于国外同类设备;该项技术替代了以前国内大型核电站无燃料水压试验充水前的多次静态排气及多次动态排气过程,在国内首次实现了大型核电站无燃料水压试验充水前的真空排气。

关键词：一回路系统真空排气台架一回路压力边界

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秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件钴基合金堆焊工艺改进

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电焊机 2010年第2期40卷 42-46页

作者：王庆田许斌何大明李燕中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610041

钴基合金是一种抗高温腐蚀性能优异的耐磨材料,是理想的耐磨堆焊材料。在奥氏体基体上堆焊钴基合金,难点在于预防堆焊裂纹以及补偿堆焊层因稀释(或冲淡)所引起的合金元素含量的降低,同时提高熔敷效率。讨论了钴基合金堆焊容易出现冷、... 详细信息

钴基合金是一种抗高温腐蚀性能优异的耐磨材料,是理想的耐磨堆焊材料。在奥氏体基体上堆焊钴基合金,难点在于预防堆焊裂纹以及补偿堆焊层因稀释(或冲淡)所引起的合金元素含量的降低,同时提高熔敷效率。讨论了钴基合金堆焊容易出现冷、热裂纹的原因,并从冶金和工艺方面分析探讨了提高熔敷率、降低稀释率(冲淡率)以及防止堆焊冷、热裂纹的可行性措施。在对秦山核电二期工程反应堆堆内构件钴基合金堆焊的基础上,改进焊接工艺和参数,对堆焊层进行金相检验及硬度测量,结果满足秦山核电二期扩建工程钴基合金堆焊的设计要求。

关键词：核反应堆堆内构件钴基合金堆焊

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核电仪控技术应用中的基本问题

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中国核电 2010年第4期3卷 301-307页

作者：王远隆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

就核电仪控技术应用中的基本问题作了简要概述,希望能引起对基础性技术工作研究的足够重视。基本问题分为理论基础问题和技术应用问题,内容涉及核反应堆物理、热工和控制仪表技术。这些问题一方面导致研发工作方向性失误;另一方面反映... 详细信息

就核电仪控技术应用中的基本问题作了简要概述,希望能引起对基础性技术工作研究的足够重视。基本问题分为理论基础问题和技术应用问题,内容涉及核反应堆物理、热工和控制仪表技术。这些问题一方面导致研发工作方向性失误;另一方面反映出在工程应用中基础性研究工作的缺失。

关键词：核反应堆仪控技术数字化

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核电仪控技术应用中的基本问题

核电仪控技术应用中的基本问题

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2010中国核电产业科技创新与发展论坛

作者：王远隆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

本文就核电仪控技术应用中的基本问题作一个简要概述,目的是希望能引起对基础性技术工作研究的足够重视。基本问题分为理论基础问题和技术应用问题,内容涉及核反应堆物理、热工和控制仪表技术。这些问题一方面导致研发工作方向性失误,... 详细信息

本文就核电仪控技术应用中的基本问题作一个简要概述,目的是希望能引起对基础性技术工作研究的足够重视。基本问题分为理论基础问题和技术应用问题,内容涉及核反应堆物理、热工和控制仪表技术。这些问题一方面导致研发工作方向性失误,一方面也反映出在工程应用中基础性研究工作的缺失。

关键词：核反应堆仪控技术数字化基础研究

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反应堆压力容器密封分析方法及应用

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东方电气评论 2010年第2期24卷 34-37页

作者：吕勇波郑连纲杨宇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障的一个重要设备,它具有高温、高压、高放射性的特点,对其进行密封分析是其设计过程中很重要的一环。为了验证红沿河核电工程中压力容器结构设计的密封性,采用基于Ansys软件的三维耦合热弹塑性... 详细信息

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障的一个重要设备,它具有高温、高压、高放射性的特点,对其进行密封分析是其设计过程中很重要的一环。为了验证红沿河核电工程中压力容器结构设计的密封性,采用基于Ansys软件的三维耦合热弹塑性接触密封分析技术,对红沿河核电工程的压力容器密封结构在正常与扰动工况下的密封性能进行了计算,结果表明其在正常与扰动工况下满足密封要求。

关键词：压力容器密封分析红沿河核电工程

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