检索结果-内蒙古大学图书馆

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新的设计理念。这样的设计理念对仪控系统设计者构造实际的安全保护系统或控制系统有重要的参考意义。

关键词：核反应堆动力学安全性计算机仿真

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究

引用

核动力工程 2013年第1期34卷 146-149,156页

作者：陈乐唐睿梁波张强刘鸿中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家级重点实验室成都610041

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种... 详细信息

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%～0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化/饱和行为,316Ti不锈钢的650℃峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67μm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。

关键词：超临界水冷堆低周疲劳奥氏体不锈钢

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额模型研究

引用

核动力工程 2013年第3期34卷 67-70页

作者：姜乃斌臧峰刚张毅雄关晖中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 国家能源压水反应堆研发(实验)中心成都610041

与管内两相流空泡份额模型相比,垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额研究成果相对有限。利用垂直上升的气-水两相流横掠水平管束的实验数据,对现有的空泡份额计算模型进行对比分析,并对2种现有模型的拟合公式进行修正。采用其他实验... 详细信息

与管内两相流空泡份额模型相比,垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额研究成果相对有限。利用垂直上升的气-水两相流横掠水平管束的实验数据,对现有的空泡份额计算模型进行对比分析,并对2种现有模型的拟合公式进行修正。采用其他实验结果对本文重新修正的空泡份额模型进行验证,结果表明:与原始模型相比,修正的空泡份额计算模型给出的空泡份额预测值更好。

关键词：空泡份额两相流管束横向流

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核辅助管道甩击及防甩支架力学分析

引用

核动力工程 2013年第6期34卷 40-42页

作者：袁锋吕勇波艾红雷袁艳丽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

根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破... 详细信息

根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破坏,本文采用能量平衡方法对核辅助管道的防甩支架进行力学分析。结果表明,防甩支架能够承受住管道破裂后的甩击,其应力也满足RCC-M ***的要求。

关键词：管道甩击防甩支架能量平衡应力评定

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

中国超临界水堆完全失流事故分析

引用

核动力工程 2013年第1期34卷 83-86页

作者：张丹鲁剑超刘松涛单建强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 西安交通大学西安710049

中国超临界水堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。堆芯双流程设计导致堆芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁堆芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1... 详细信息

中国超临界水堆(CSR1000)由于系统采用直接循环方式,给水流量或厂外交流电的丧失将导致系统发生失流事故。堆芯双流程设计导致堆芯在失流事故中面临流量反转问题,失流事故成为威胁堆芯安全的重要典型事故。本文采用仿真程序APROS对CSR1000冷却剂系统(RCS)和相关安全系统建模,分析CSR1000在完全失流事故下的堆芯热工-水力学性能。分析表明,在失流事故短期阶段,高压给水箱可缓解事故;长期阶段,非能动余热排出系统(PRHR)的投入能使堆芯维持在安全状态。

关键词：中国超临界水堆完全失流 APROS 非能动

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

孔板对载流管道中流致振动的影响分析

引用

核动力工程 2013年第S1期34卷 132-135,144页

作者：刘向红罗毓珊王海军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 西安交通大学多相流国家重点实验室西安710049

以核电厂反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)传水管后管线所产生的振动问题为背景,根据工程实际参数,在不同流量、背压相同条件下,开展孔板单个局部阻力件诱发流体扰动产生的脉动压力激励和管道振动的试验。对管线的流场和压力场进... 详细信息

以核电厂反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)传水管后管线所产生的振动问题为背景,根据工程实际参数,在不同流量、背压相同条件下,开展孔板单个局部阻力件诱发流体扰动产生的脉动压力激励和管道振动的试验。对管线的流场和压力场进行数值模拟,尤其是孔板的流动状况,并将模拟计算结果与试验结果进行分析比较。研究认为,随孔板节流度的增大,能谱增大。在没有其他激励源干扰的条件下,随流量增大,流体扰动增强,压力脉动的谱幅值增大。

关键词：流致振动孔板压力脉动数值模拟

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

三维弹性管的涡致振动特性分析

引用

应用数学和力学 2013年第9期34卷 976-985页

作者：冯志鹏张毅雄臧峰刚叶献辉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

采用有限体积法联合大涡模拟方法求解三维湍流流场,采用有限元法离散弹性管结构,对Re=1.35×104的湍流流动作用下三维弹性管的涡致振动进行了数值模拟,结构的动力学响应用Newmark算法来求解,管的运动采用基于扩散光顺方法的动网格... 详细信息

采用有限体积法联合大涡模拟方法求解三维湍流流场,采用有限元法离散弹性管结构,对Re=1.35×104的湍流流动作用下三维弹性管的涡致振动进行了数值模拟,结构的动力学响应用Newmark算法来求解,管的运动采用基于扩散光顺方法的动网格模型来实现.利用建立的数值模型,分析了升力系数、阻力系数、位移、涡脱频率、相位差随频率比的变化特征,成功扑捉到锁定、相位开关,并联合运动轨迹、相图及Poincaré截面映射,研究了升力系数与横向位移的极限环与分叉等非线性特性.研究结果表明,在阻力系数的最小值处,横向振幅达到最大值,同时,横向响应的"锁定"也始于阻力系数最小值处;在"锁定"范围内,横向振幅随着频率比的增大而逐渐减小;在升力系数的最小值处,升力系数与位移间的相位由反相变为同相;在均匀湍流流动作用下,三维弹性管的升力与横向位移并未出现周期解的分叉.

关键词：涡致振动极限环大涡模拟计算流体力学有限元法

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

反应堆压力容器60年设计寿命研究

引用

压力容器 2013年第4期30卷 18-22,50页

作者：邱天罗英马姝丽周高斌中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610041

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进... 详细信息

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。

关键词：反应堆压力容器 60年设计寿命材料结构设计在役监督

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

900MW压水堆核电厂稳压器筒体成形工艺评定研究

引用

压力容器 2013年第7期30卷 77-80,46页

作者：邓丰何劲松李焕鸣黄燕中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610041

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,... 详细信息

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,确定了成形工艺评定方案和评定过程中的检验和试验,并对评定试验的检验和试验结果进行了初步统计和分析。试验结果表明:按既定工艺成形后的筒体质量满足规范要求;对于使用低合金钢制造的稳压器筒体的成形工艺进行评定是十分必要地。

关键词：压水堆稳压器筒体成形工艺评定

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：