检索结果-内蒙古大学图书馆

哈尔滨商业大学学报（自然科学版） 2020年第2期36卷 238-240,251页

作者：张龙卢川周杰栾秀春杨志达王俊玲中国人民解放军海军装备部驻沈阳地区军事代表局驻哈尔滨地区第二军事代表室哈尔滨150001 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610213 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

基于现阶段对热管换热器的热特性研究较少,通过热管技术和热管换热器知识的整理和介绍,依据使用情况及环境设计了非能动换热器.对自行设计的分离式热管换热器进行真空度及密封检测,采用抽真空和排气两种方式分别启动热管换热器,比较其... 详细信息

基于现阶段对热管换热器的热特性研究较少,通过热管技术和热管换热器知识的整理和介绍,依据使用情况及环境设计了非能动换热器.对自行设计的分离式热管换热器进行真空度及密封检测,采用抽真空和排气两种方式分别启动热管换热器,比较其效果并对结果进行分析,观察在不同工况下的热管换热器的换热效果,记录实验数据以及对实验数据的整理分析.对实验结果分析可得到热管换热器内部真空度及密封性是影响整个热管换热器能否启动的关键因素,热管换热器冷热端温度差是影响热管换热器启动速度的主要因素,冷热端温度差是影响热管启动时间的主要因素,当冷热端温度差越大时启动速度越快.

关键词：热管分离式热管真空度密封检测启动热管换热效果

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非能动分离式换热器设计

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哈尔滨商业大学学报（自然科学版） 2020年第5期36卷 601-605页

作者：袁万朋卢川卢佳鑫周杰中国人民解放军海军装备部驻沈阳地区军事代表局驻哈尔滨地区第二军事代表室哈尔滨150001 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610213 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

基于分离式热管传热性能特点,设计水浴加热及水浴冷却的热交换器,用于研究充液率、冷热段高度差、冷热源温差、工作液体种类等重要因素对分离式热管换热器的影响.在设计过程中依据现有的分离式热管理论和通用的传热学、流体力学、两相... 详细信息

基于分离式热管传热性能特点,设计水浴加热及水浴冷却的热交换器,用于研究充液率、冷热段高度差、冷热源温差、工作液体种类等重要因素对分离式热管换热器的影响.在设计过程中依据现有的分离式热管理论和通用的传热学、流体力学、两相流体力学计算的理论参数,并按照计算参数制作一台基于分离式热管的换热器.

关键词：分离式热管热换热器高度差冲液率理论参数

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连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额计算

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核科学与工程 2018年第1期38卷 40-48页

作者：彭钢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

缓发中子有效份额是反应堆物理计算的一项重要参数,本文开展了基于连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额的计算模型研究,主要物理模型有:瞬发法、能谱替换法、缓发中子有效记录法、直接法、迭代裂变概率法等几种方法。验证工作... 详细信息

缓发中子有效份额是反应堆物理计算的一项重要参数,本文开展了基于连续能量蒙卡共轭加权的堆芯缓发中子有效份额的计算模型研究,主要物理模型有:瞬发法、能谱替换法、缓发中子有效记录法、直接法、迭代裂变概率法等几种方法。验证工作在多个基准题、高通量工程试验堆和核电站堆芯上完成,从结果看来,基于迭代裂变概率的缓发中子理论模型和实验结果符合得比较好,其他几种方法的精确度各不相同。另外,还得到了基于六组缓发中子有效份额、多核素和多栅元的缓发中子有效份额分布计算结果,给出了基于全堆芯细致分布的缓发中子有效份额分布。从方法上克服了原来确定论计算中,由于采用均匀化方法而不能给出按核素和栅元分布的不足。

关键词：连续能量蒙卡共轭加权缓发中子有效份额

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耐压柱壳参数化设计与灵敏度分析

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海洋技术学报 2019年第1期38卷 25-31页

作者：刘峰王贺苗怡然屠超华赵彦凯哈尔滨工程大学船舶工程学院黑龙江哈尔滨150001 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

为提高耐压柱壳设计效率,设计了耐压柱壳参数化分析流程。研究了有限元分析所涉及的材料属性、载荷施加、边界条件设置等内容,确定了采用弧长法分析耐压柱壳稳定性。利用Python语言对于ABAQUS软件进行了二次开发,利用Isight软件实现了AB... 详细信息

为提高耐压柱壳设计效率,设计了耐压柱壳参数化分析流程。研究了有限元分析所涉及的材料属性、载荷施加、边界条件设置等内容,确定了采用弧长法分析耐压柱壳稳定性。利用Python语言对于ABAQUS软件进行了二次开发,利用Isight软件实现了ABAQUS的集成,实现了耐压柱壳有限元分析模型的网格自动划分、自动分析计算等。选择样本点进行参数化分析,利用响应面模型对于样本点进行了拟合,得到了具有较高拟合精度、满足工程需要的近似模型,进行了设计变量的灵敏度分析。研究结果表明:参数化分析流程可实现耐压柱壳的自动分析、近似模型及灵敏度分析,可降低耐压柱壳分析难度,均可提高耐压柱壳设计效率。

关键词：耐压柱壳参数化分析近似模型灵敏度分析

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核事故放射性气体扩散及辐射剂量模拟研究

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核电子学与探测技术 2018年第1期38卷 95-99页

作者：宋英明刘子朋卢川陈心润肖德涛杨钧翔孙正张宇南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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610213

利用修正的高斯烟团模型来简化早期核事故扩散问题,将修正后结果与CALPUFF软件模拟结果对比分析,误差在可接受范围内。根据放射性气体扩散模拟及辐射剂量计算,开发了可视化操作界面,给定初始参数便可简单快速计算得到放射性扩散核素浓... 详细信息

利用修正的高斯烟团模型来简化早期核事故扩散问题,将修正后结果与CALPUFF软件模拟结果对比分析,误差在可接受范围内。根据放射性气体扩散模拟及辐射剂量计算,开发了可视化操作界面,给定初始参数便可简单快速计算得到放射性扩散核素浓度随时间分布以及辐射剂量影响,可为核事故应急预案制备提供依据。

关键词：核应急放射性气体扩散烟团模型辐射剂量

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取消旁路后的冷却剂温度测量通道调试研究

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自动化仪表 2019年第6期40卷 49-51,62页

作者：朱加良何正熙杜茂陈静余俊辉李小芬李红霞何鹏徐涛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610213 福建福清核电有限公司福建福清350318

传统M310核电厂采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量。但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求,故在华龙一号核电厂中取消了旁路设计为主管道直接测温方式,由此带来反... 详细信息

传统M310核电厂采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量。但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求,故在华龙一号核电厂中取消了旁路设计为主管道直接测温方式,由此带来反应堆冷却剂温度测量调试的变化。首先介绍了调试的过程并分析了导致调试变化的具体原因,然后针对该变化研究出具体的调试方案,最后论证新调试方案的可行性。论证结果表明:新的调试方案是可行的,且有利于电厂安全运行。

关键词：核电厂 M310 华龙一号冷却剂温度测量测温旁路主管道直接测温

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钠加热直管式直流蒸汽发生器动态模型及仿真研究

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自动化与仪器仪表 2019年第7期 6-9页

作者：张倬张建民徐春谢细明李健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 西安交通大学核科学与核技术学院西安710049

直流蒸汽发生器是将蒸发器、过热器等作为一个整体的大型热交换器。针对核动力装置钠加热直管式直流蒸汽发生器热工水力特性建殳基本守恒方程,根据有关假设对其进行差分,得到直流蒸汽发生器的稳态和瞬态数学模型,并采用Gear算法对其进... 详细信息

直流蒸汽发生器是将蒸发器、过热器等作为一个整体的大型热交换器。针对核动力装置钠加热直管式直流蒸汽发生器热工水力特性建殳基本守恒方程,根据有关假设对其进行差分,得到直流蒸汽发生器的稳态和瞬态数学模型,并采用Gear算法对其进行求解,运用建立的数学模型编写程序对直流蒸汽发生器进行动态特性仿真分析,研究在不同工况下蒸汽发生器一次侧钠出口温度和二次侧蒸汽出口温度动态响应,结果与热工水力学机理相符。模型及仿真结果为进一步开展控制系统研究奠定基础。

关键词：直流蒸汽发生器钠加热动态模型仿真 Gear算法

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碳钢塑性变形对增量磁导率信号的影响

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中国机械工程 2018年第14期29卷 1653-1660页

作者：李丽娟解社娟陈洪恩陈玲莉何曼如陈振茂西安交通大学机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049 西安交通大学陕西省无损检测与结构完整性评价工程技术研究中心西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值... 详细信息

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值模拟方法研究了材料剩磁和矫顽力两个因素分别对增量磁导率信号曲线的影响。结果表明,材料剩磁和矫顽力会影响增量磁导率信号曲线的峰峰距、峰值和过零点等特征参数。研究结果对塑性变形的定量无损评价具有参考意义。

关键词：增量磁导率无损评价塑性变形剩磁矫顽力

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蒙卡-点核耦合方法计算核设施退役辐射场

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核科学与工程 2018年第6期38卷 1002-1007页

作者：郭亚平宋英明卢川付孟婷张泽寰南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速... 详细信息

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方法计算退役辐射场。对多点源辐射场模型计算结果表明,蒙卡-点核耦合计算比单一点核方法计算误差精度提高约1～2个数量级,相比于单一的蒙特卡罗计算可节约几十倍的时间;同时,蒙卡-点核耦合计算对体源模型的计算结果表明,耦合计算比单一的蒙卡方法计算速度提高几十倍,且最大相对误差在30%以内,计算精度较高。基于蒙卡-点核耦合计算方法,初步开发了核设施退役三维辐射场计算程序软件。

关键词：辐射场计算复杂源项蒙卡-点核耦合计算

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考虑气泡滑移效应的壁面沸腾模型开发及其在窄矩形通道内的应用

考虑气泡滑移效应的壁面沸腾模型开发及其在窄矩形通道内的应用

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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：李林峰王明军刘卢果张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点试验室

使用计算流体力学方法(CFD)模拟沸腾两相流需要使用合适的沸腾模型,目前常用的RPI壁面沸腾模型将过冷沸腾过程的气泡生长描述为气泡成核当地的周期性行为,缺乏对滑移、气泡融合等复杂行为的描述。根据研究者对气泡滑移的实验观测和建模... 详细信息

使用计算流体力学方法(CFD)模拟沸腾两相流需要使用合适的沸腾模型,目前常用的RPI壁面沸腾模型将过冷沸腾过程的气泡生长描述为气泡成核当地的周期性行为,缺乏对滑移、气泡融合等复杂行为的描述。根据研究者对气泡滑移的实验观测和建模,将气泡滑移行为引入沸腾模型中,并将沸腾模型植入商用CFD软件Fluent。使用此模型对竖直窄矩形通道内过冷沸腾流动进行模拟,新模型对壁温的预测结果优于旧模型,新模型预测的空泡份额更低。此模型的开发对矩形窄通道内沸腾预测有借鉴意义。

关键词：计算流体力学沸腾两相流矩形窄缝通道壁面沸腾模型

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