检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2021年第3期41卷 491-499页

作者：龚禾林陈长赵文博彭星杰李庆于颖锐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

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对... 详细信息

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。

关键词： CORCA-PIN CORCA-NOISE SP_(3) 中子噪声有限元

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核动力装置设计质量形成机理及设计控制流程优化研究

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核动力工程 2008年第S1期29卷 22-26,59页

作者：王艳霞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

通过研究设计质量构成、设计过程控制流程、设计产品的寿命周期和转换条件、核动力装置的设计过程,对核动力装置设计质量的形成机理进行了系统分析和薄弱环节的识别,并对设计质量问题产生的原因进行了初步分析,探讨了核动力装置设计过... 详细信息

通过研究设计质量构成、设计过程控制流程、设计产品的寿命周期和转换条件、核动力装置的设计过程,对核动力装置设计质量的形成机理进行了系统分析和薄弱环节的识别,并对设计质量问题产生的原因进行了初步分析,探讨了核动力装置设计过程优化方法,并提出了改进和优化设计方法的措施。

关键词：核动力装置设计质量设计产品寿命周期设计过程优化

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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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焊接残余应力有限元分析技术研究

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核动力工程 2009年第2期30卷 33-35页

作者：孙英学孙平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 四川省江电建设监理有限责任公司成都610017

以岭澳核电站控制棒驱动机构耐压壳Ω环焊接修复为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,计算出焊接后残余应力的分布,绘制出残余应力分布曲线,并与美国WSI公司的计算结果进行对比分析。结果表明,本课题的计算结果与美国焊接公司... 详细信息

以岭澳核电站控制棒驱动机构耐压壳Ω环焊接修复为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,计算出焊接后残余应力的分布,绘制出残余应力分布曲线,并与美国WSI公司的计算结果进行对比分析。结果表明,本课题的计算结果与美国焊接公司(WSI公司)一致。因此,焊接残余应力有限元分析技术可以用于反应堆耐压壳焊接修复评价。

关键词：控制棒驱动机构耐压壳残余应力焊接生死单元

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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

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核科学与工程 2017年第2期37卷 287-292页

作者：孔翔程邹志强武铃珺蒋孝蔚张航李翔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

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 详细信息

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势,可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证,证明该系统可以有效实现三大安全功能,是适合于地下核电站的安全系统。

关键词：地下核电站再循环非能动运行安全壳热阱

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基于泄漏监测数据综合的核电厂反应堆一回路压力边界泄漏诊断技术研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 188-192页

作者：凌君周新建杨玉涛李红霞臧益明谭珂袁景淇上海交通大学自动化系上海200240 中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 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

泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界(RCPB)完整性,也是破前漏(LBB)技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试... 详细信息

泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界(RCPB)完整性,也是破前漏(LBB)技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案。泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标,也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求。先确定触发单仪表报警的保守阈值范围,以保证检测的灵敏度,再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值,以保证报警的准确性。通过理论计算、数据分析、多信号的一致性判断,泄漏监测系统能及时准确地诊断出泄漏情况,充分应用智能化泄漏诊断技术,减少运行人员复核报警工作量。

关键词：泄漏监测系统反应堆冷却剂系统压力边界破前漏泄漏综合诊断

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ACP100S浮动核电站碰撞冲击响应研究

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核动力工程 2023年第5期44卷 95-103页

作者：王东辉李庆张晏铭曾庆娜董磊磊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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心成都610213 大连理工大学船舶工程学院辽宁大连116024

船舶撞击是浮动核电站核动力装置设计中的重要外部事件,对其安全性存在重大影响。本文基于核动力商船的碰撞设计研究历史,建立了适用于船舶碰撞分析的数值模拟方法并与已有试验结果进行了对比验证,利用本方法对不同场景下补给船撞击ACP1... 详细信息

船舶撞击是浮动核电站核动力装置设计中的重要外部事件,对其安全性存在重大影响。本文基于核动力商船的碰撞设计研究历史,建立了适用于船舶碰撞分析的数值模拟方法并与已有试验结果进行了对比验证,利用本方法对不同场景下补给船撞击ACP100S浮动核电站进行了仿真模拟,得到了船首撞击和舷侧撞击过程中浮动核电站关键设备处的冲击响应。计算分析结果表明,舷侧撞击过程关键设备的加速度响应大于核动力商船的设计基准载荷1g。本文研究对浮动核电站船体以及反应堆关键设备的抗冲击设计具有一定的指导意义。

关键词： ACP100S 浮动核电站碰撞冲击

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轴向非均匀加热对并联通道流动不稳定性的影响

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原子能科学技术 2014年第4期48卷 604-609页

作者：鲁晓东周铃岚巫英伟苏光辉秋穗正张虹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 西安交通大学核科学与技术系陕西西安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610041

基于均相流模型建立并联通道系统的控制方程,采用交错网格技术和半隐式差分离散控制方程,并使用追赶法求解来模拟并联通道的两相流动特征。采用轴向余弦功率加热模拟轴向非均匀功率加热。运用小扰动法,获得了不同压力、入口过冷度和轴... 详细信息

基于均相流模型建立并联通道系统的控制方程,采用交错网格技术和半隐式差分离散控制方程,并使用追赶法求解来模拟并联通道的两相流动特征。采用轴向余弦功率加热模拟轴向非均匀功率加热。运用小扰动法,获得了不同压力、入口过冷度和轴向功率加热方式下的稳定性边界(MSB)和三维不稳定性空间。对于余弦和均匀功率加热,系统稳定性均随系统压力的增大而增强。余弦功率加热在高过冷度区降低并联通道系统稳定性,而在低过冷度区增强系统稳定性。随进口阻力系数的增加,处于余弦功率加热的并联通道系统稳定性增强,MSB的拐点逐渐向高过冷度区移动。

关键词：轴向非均匀加热并联通道流动不稳定性三维不稳定性空间

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SA508-3钢动态再结晶过程的相场模拟

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金属热处理 2020年第10期45卷 204-211页

作者：许婷李梅娥吴冰洁杜华王晓童方亮西安交通大学金属材料强度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610200

采用多相场(Multi-phase-field,MPF)模型模拟动态再结晶晶粒的生长过程,并用Kocks-Mecking(KM)方程模拟其力学行为。用热力模拟机对SA508-3钢进行了不同温度和应变速率下的热压缩试验,从热压缩流动应力-应变曲线中提取SA508-3钢动态再... 详细信息

采用多相场(Multi-phase-field,MPF)模型模拟动态再结晶晶粒的生长过程,并用Kocks-Mecking(KM)方程模拟其力学行为。用热力模拟机对SA508-3钢进行了不同温度和应变速率下的热压缩试验,从热压缩流动应力-应变曲线中提取SA508-3钢动态再结晶特征参数并用于计算动态再结晶模型参数。利用所得参数对SA508-3钢的动态再结晶过程进行了多相场模拟,预测了热塑性变形过程中的组织演变和真应力-真应变曲线,与试验结果吻合较好。试验和数值结果均表明,流动应力随应变速率的增大及变形温度的降低而增大。本文的方法可用于研究其它材料的动态再结晶行为,为优化热锻工艺提供指导。

关键词： SA508-3钢动态再结晶多相场模型流动应力微观组织演化

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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 641-644页

作者：郑斌孙英学臧峰刚卢岳川杨宇郑连纲邹鸣中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

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 详细信息

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估。分析结果满足规范要求。

关键词：缺陷反应堆压力容器断裂力学

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