检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2007年第6期28卷 112-116页

作者：侯东林萌许志红杨燕华陈智上海交通大学核科学与工程学院 200240 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

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 详细信息

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。

关键词： Simulink程序 RELAP5程序程序耦合核电站控制与保护系统核电站仿真

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三维特征线方法中的线性源近似

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核动力工程 2010年第3期31卷 23-29页

作者：柴晓明姚栋王侃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

提出了一种在网格内部采用线性源分布的特征线方法,并且编写了线性源特征线方法程序TCM_L。数值计算结果表明,线性源特征线方法的计算精度高于平源特征线方法和简化线性特征线格式SLC;使用大网格计算的线性源特征线方法在保证计算精度... 详细信息

提出了一种在网格内部采用线性源分布的特征线方法,并且编写了线性源特征线方法程序TCM_L。数值计算结果表明,线性源特征线方法的计算精度高于平源特征线方法和简化线性特征线格式SLC;使用大网格计算的线性源特征线方法在保证计算精度的同时可以节省大量的存储空间和计算时间。

关键词：中子输运方程特征线方法平源近似线性源近似基准题

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直线电机型反应堆控制棒驱动机构电磁结构设计研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 213-217页

作者：于天达彭航邓强李维吴昊付国忠唐健凯输配电装备及系统安全与新技术国家重点实验室(重庆大学) 重庆400044 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610213

电磁结构设计是电磁型反应堆控制棒驱动机构设计的核心环节。本文提出了一种适用于控制棒驱动机构的圆筒型直线电动机。首先,描述了该类电机的基本电磁结构,其次,采用解析计算的方法,推导了可行的极槽数配合,分析了一种新型集中绕组结... 详细信息

电磁结构设计是电磁型反应堆控制棒驱动机构设计的核心环节。本文提出了一种适用于控制棒驱动机构的圆筒型直线电动机。首先,描述了该类电机的基本电磁结构,其次,采用解析计算的方法,推导了可行的极槽数配合,分析了一种新型集中绕组结构。然后,采用二维有限元的方法,对极槽配合、绕组结构形式和电磁结构尺寸等影响机构性能指标的关键因素进行了深入研究,并基于研究成果开展了电磁结构详细设计和试验验证等工作。试验结果表明,直线电机型控制棒驱动机构电磁结构设计合理,可按照控制指令实现提升、下插、保持和落棒等基本功能,提升力、跟随特性和落棒性能等技术指标均可满足设计要求。

关键词：控制棒驱动机构直线电动机有限元法

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基于泄漏率的核设备密封技术研究

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原子能科学技术 2021年第10期55卷 1827-1835页

作者：王东辉傅孝龙曾庆娜臧峰刚刘晓波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610213 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心四川成都610213

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺... 详细信息

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。

关键词：垫片压缩回弹双锥密封结构泄漏率

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CFD在核能系统分析中应用的最新进展

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核动力工程 2009年第S1期30卷 28-33页

作者：李林森王侃宋小明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

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展。CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析。CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并... 详细信息

介绍了国内外计算流体力学(CFD)方法在核能系统分析中应用的最新进展。CFD已经可以应用到一些三维单相瞬态流动情况中,其中包括堆芯及组件内的流场模拟,以及堆芯外空腔和其他领域的模拟分析。CFD的应用还需要进行进一步验证和基准化,并需要针对CFD的应用方法进行研究,包括建立最佳实践导则(BPG)。CFD程序还被用于与热工水力系统程序的多尺度耦合以及与中子物理程序的耦合。CFD程序在两相流领域的应用还处于初级阶段,在湍流和多相流的模拟中需要更进一步发展。

关键词：计算流体力学 BPG多尺度耦合热工物理耦合两相CFD

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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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反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化

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动力工程 2007年第2期27卷 223-226页

作者：杨胜罗毓珊王海军陈听宽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

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布... 详细信息

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义。传热试验结果对反应堆安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为反应堆结构设计提供依据。

关键词：工程热物理流动可视化射流流速比穿透深度

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倾角变化的窄缝通道内CHF理论模型

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核动力工程 2012年第S1期33卷 90-94页

作者：张亚培田文喜秋穗正苏光辉余红星闫晓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工程设计技术重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90&... 详细信息

对倾角变化的矩形窄缝通道的临界热流密度(CHF)进行分析,基于逆向对流限制(CCFL)机理建立相应的理论分析模型,并将该理论模型的预测结果与已有的实验结果进行对比。结果表明:当矩形窄缝通道尺寸为1 mm和2 mm,且倾角在范围在15°~90°时,预测结果与实验值符合得比较好;在倾角小于15°时,理论模型对CHF的预测明显小于实验值;修正的Katto-Kosho关系式可以比较准确地预测倾角小于15°时的CHF值;当通道尺寸为5 mm和10 mm时,预测值比实验值大,这表明基于CCFL机理的CHF预测理论模型仅适用于通道尺寸小于等于2 mm的窄缝通道。

关键词：临界热流密度矩形窄缝逆向对流限制

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广东岭澳核电二期工程数字化棒控棒位系统设计

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核动力工程 2008年第2期29卷 105-109页

作者：黄可东张英王华金钟立平李国勇张瑞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

广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的&... 详细信息

广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的"一带一"控制;采用分组编码探测器对控制棒在堆芯中的位置进行监测。本文对其设计要求和设计特点进行了介绍,并将设计结果与岭澳核电一期和秦山二期棒控棒位系统的设计结果进行了比较。结果表明,岭澳二期的棒控棒位系统能为运行人员和维护人员提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,提高了系统的可靠性。

关键词：数字化棒控棒位系统设计

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基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发

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原子能科学技术 2021年第8期55卷 1420-1428页

作者：牛钰航芦韡贺亚男邓超群向烽瑞巫英伟苏光辉秋穗正田文喜于洋卢忝余西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安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四川成都610213

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,... 详细信息

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,将程序计算值与实验值进行了数值验证和计算分析。结果表明:ZEBRA中五方程模型预测值与实验值符合良好,沸腾起始点和空泡份额的预测合理,表明ZEBRA初步具备了处理两相流问题的能力。

关键词： MOOSE 五方程两相流流动换热

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