检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第5期30卷 71-74页

作者：姜乃斌赵华柳军刘成卢岳川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 重庆大学工程力学系重庆400044

使用先进的有限元和无网格耦合方法进行了含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析。该方法把高应力梯度区域划分为无网格区域,其余区域划分为有限元区域(FE),使用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,保证了两种区域在交界面上... 详细信息

使用先进的有限元和无网格耦合方法进行了含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析。该方法把高应力梯度区域划分为无网格区域,其余区域划分为有限元区域(FE),使用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,保证了两种区域在交界面上的位移连续性要求。用该耦合方法计算了直管环向贯穿裂纹应力强度因子,得到的结果与有限元计算软件ABAQUS结果一致,验证了该方法的可行性和有效性。

关键词：无网格耦合方法贯穿裂纹应力强度因子

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球床堆内冷却剂流动与传热特性的CFD研究

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核动力工程 2009年第S1期30卷 39-43页

作者：李华秋穗正苏光辉宋小明西安交通大学核能科学与技术系西安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

以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究。计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和... 详细信息

以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究。计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和压力分布,分析了其对堆芯安全的影响。

关键词：计算流体力学球床堆热工水力特性

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CFD与准静态理论混合的管束结构流弹失稳预测方法

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核动力工程 2021年第3期42卷 90-95页

作者：宋乐琨赵燮霖周进雄叶献辉冯志鹏熊夫睿西安交通大学航天航空学院机械振动与强度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重点实验室成都610213

为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法。采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此... 详细信息

为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法。采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此方法考虑了管束在横流和顺流2个方向上的不稳定性;以正三角形管束为例,计算了2种节距比(P/d)下流弹失稳特性。结果表明,基于本文提出的CFD与准静态理论混合的弹性管束结构流弹失稳预测方法,可以在不需要实验的情况下获得管束结构发生流弹失稳现象的临界速度;采用此方法计算的流弹失稳结果与文献中的实验结果吻合良好。

关键词：流弹失稳管束结构计算流体力学(CFD) 准静态理论

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点堆传递函数模型问题分析

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强激光与粒子束 2017年第1期29卷 123-131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成都610213 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

点堆模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动... 详细信息

点堆模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动力学原理,重点在时域与频域结果的比较。实验方面则是基于工程参数借助计算机进行仿真实验,将时域和频域的仿真结果进行比较。通过比较分析,可以明显看到在稳定时假设反应性为零的点堆模型线性化处理存在的问题。针对该问题,指出了模型修改途径。

关键词：点反应堆传递函数模型计算机仿真线性化

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堆芯探测器组件拆除操作时间的参数化研究

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核科学与工程 2020年第2期40卷 341-348页

作者：李娜余志伟安彦波张翼王尚武湛卉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610213

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间... 详细信息

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间的方程,并确认其满足目标要求。同时,结合“华龙一号”已知设备的相关运行参数,研究关键参数对拆除操作总时间的影响。

关键词：堆芯探测器组件拆除参数化时间

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华龙一号全范围事故分析研究

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核动力工程 2019年第A01期40卷 45-49页

作者：张晓华刘昌文冷贵君吴清丁书华陈伟邱志方李峰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

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 100... 详细信息

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 1000在全范围事故工况下均具有较高的安全裕量。本文研究中形成的思路、原则和方法可用于新核电厂设计以及在役核电厂相关分析。

关键词：华龙一号全范围事故分析停堆工况事故事故长期分析

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国外核潜艇反应堆系统事故浅析

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核科学与工程 2017年第3期37卷 442-449页

作者：卢川张丹鲜麟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610213

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故... 详细信息

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。

关键词：核潜艇反应堆事故

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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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一种适用于新堆的零泄漏循环泵

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原子能科学技术 2009年第S2期43卷 279-282页

作者：邓礼平薛宽荣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 杭州大路实业有限公司浙江杭州311234

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点。通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析... 详细信息

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点。通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析和研究。在一定条件下,磁力泵完全可取代目前大多采用的轴封泵、屏蔽泵和机械密封泵等,达到了简化系统配置、便于维修更换和降低设备成本的目的。

关键词：磁力泵零泄漏新堆

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“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 146-150页

作者：杨戴博李昆黎刚万波李丹翁小惠韦文彬左思源曾凤梅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

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程... 详细信息

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于“华龙一号”全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。

关键词：华龙一号堆芯中子通量测量系统自给能中子探测器信号处理柜控制柜

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