检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2024年第4期58卷 783-789页

作者：熊平孙源阳罗彦袁鹏杜鹏邓坚卢涛北京化工大学机电工程学院北京100029 西华大学流体及动力机械教育部重点实验室四川成都610039 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

核燃料棒再淹没骤冷沸腾是堆芯失水事故后避免堆芯熔化采取的重要事故缓释措施。本文采用不同粒度砂纸打磨得到不同粗糙度的Zr-4表面,研究了Zr-4表面粗糙度和冷却剂过冷度对骤冷沸腾过程冷却速率及沸腾换热的影响。对所制备的不同表面... 详细信息

核燃料棒再淹没骤冷沸腾是堆芯失水事故后避免堆芯熔化采取的重要事故缓释措施。本文采用不同粒度砂纸打磨得到不同粗糙度的Zr-4表面,研究了Zr-4表面粗糙度和冷却剂过冷度对骤冷沸腾过程冷却速率及沸腾换热的影响。对所制备的不同表面粗糙度实验段进行了骤冷沸腾可视化实验,同时测量实验段内部温度,通过导热反问题反演得到骤冷过程表面温度及热流密度。结果表明:表面粗糙度对膜态沸腾换热的影响较小,但粗糙度较大的表面更早地触发了表面-液体接触,强化了骤冷沸腾;而粗糙度较小时,粗糙度对骤冷沸腾的影响较小;当粗糙度进一步减小时,由于表面接触角的增大,骤冷沸腾持续的时间增长。此外,随着冷却剂过冷度的增大,膜态沸腾气膜厚度减薄,维持稳定气膜的最小膜态沸腾温度增大,骤冷速率增强。本文为揭示压水堆破口事故燃料棒再淹没过程的流动沸腾换热机理提供一定的理论基础。

关键词：骤冷沸腾粗糙度沸腾换热最小膜态沸腾温度

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LBB管道裂纹泄漏率计算软件PICLES验证研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 168-173页

作者：何风吴万军马若群房永刚艾红雷王新军孙英学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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

管道裂纹泄漏率计算是破前漏(LBB)分析中的关键技术,采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式,对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件(PICEP和SI-PICEP)对比,PICLES与其计算... 详细信息

管道裂纹泄漏率计算是破前漏(LBB)分析中的关键技术,采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式,对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件(PICEP和SI-PICEP)对比,PICLES与其计算结果相差较小;与管道裂纹泄漏率实验结果对比,PICLES计算出的泄漏率与其相差-80.23%~-43.79%,PICLES计算的泄漏裂纹长度与实测裂纹长度相差21.84%~79.07%,说明将PICLES用于过冷水管道LBB分析具有较高的保守性。因此,PICLES可用于实际工程中的LBB分析。

关键词： LBB PICLES 对比验证裂纹长度泄漏率 PICEP SI-PICEP

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空气布雷顿循环系统不同构型参数分析及优化

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中国电机工程学报 2023年第21期43卷 8344-8355页

作者：唐鑫钱奕然陈伟雄方华伟易经纬严俊杰动力工程多相流国家重点实验室(西安交通大学) 陕西省西安市710049 核反应堆系统设计技术重点实验室(中国核动力研究设计院) 四川省成都市610041

空气布雷顿循环技术成熟度高,环境适应性强,应用于可移动微小型可电源能量转换系统有待进一步选型设计。该文通过建立闭式空气布雷顿循环系统模型,探究不同循环构型关键参数对系统性能影响规律,并分别以最大循环效率和最大功率密度为目... 详细信息

空气布雷顿循环技术成熟度高,环境适应性强,应用于可移动微小型可电源能量转换系统有待进一步选型设计。该文通过建立闭式空气布雷顿循环系统模型,探究不同循环构型关键参数对系统性能影响规律,并分别以最大循环效率和最大功率密度为目标对不同构型进行参数优化。结果表明,采用级间冷却和再热能提高系统发电效率和(火用)效率,但会增大系统体积,使功率密度下降;以发电效率最大作为优化目标,最优构型是再热间冷回热循环,其发电效率可以达到37.95%,但其功率密度较低,仅为206.9kW/m^(3);以功率密度最大作为优化目标,最优构型是简单回热循环,其功率密度可以达到336.7kW/m^(3),换热器体积仅为4.36m^(3),但其发电效率只有29.4%,低于其他构型。因此,以最大功率密度为目标优化后的简单回热空气布雷顿循环更适合作为可移动微小型核电源能量转换系统应用。

关键词：空气布雷顿循环构型对比参数优化发电效率功率密度

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基于ABAQUS/FRANC3D的钢轨三维表面裂纹的扩展分析

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兵器装备工程学报 2024年第2期45卷 246-253页

作者：张启洞闫华东陈诚杨康中国兵器工业试验测试研究院陕西华阴714200 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

为分析钢轨三维表面裂纹在轮轨载荷作用下的疲劳扩展路径和应力强度因子的变化,研究钢轨剥离掉块的损伤机理。运用Fortran语言编写用户子程序DLOAD和UTRACLOAD施加轮轨接触应力,利用有限元软件ABAQUS和FRANC3D模拟车轮在钢轨上的移动并... 详细信息

为分析钢轨三维表面裂纹在轮轨载荷作用下的疲劳扩展路径和应力强度因子的变化,研究钢轨剥离掉块的损伤机理。运用Fortran语言编写用户子程序DLOAD和UTRACLOAD施加轮轨接触应力,利用有限元软件ABAQUS和FRANC3D模拟车轮在钢轨上的移动并分析钢轨三维表面裂纹的应力强度因子随车轮移动的变化情况,并基于PARIS公式和最大周向应力准则对钢轨三维表面裂纹的疲劳扩展行为进行分析。结果表明轮轨载荷仅为赫兹接触压力时,车轮在钢轨表面滚过,裂纹前缘距钢轨表面越深,越易发生扩展,裂纹主要在钢轨的深度方向扩展,可使半圆形裂纹变成长轴在深度方向的椭圆形裂纹;轮轨载荷为赫兹接触压力和滑动摩擦力共同作用时,随着车轮循环次数的增加,表面裂纹的等效应力强度因子Keq不断增大。车轮作用会使距钢轨表面越近的裂纹前缘越易发生扩展,裂纹主要向钢轨的宽度方向扩展,使半圆形裂纹变成形状较为复杂的长轴在钢轨宽度方向的近椭圆形裂纹。

关键词：三维裂纹扩展轮轨载荷应力强度因子扩展路径 FRANC3D

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基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析

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核动力工程 2024年第S2期45卷 28-34页

作者：郝承明刘立志韩一夫夏军宝喻巧刘承敏王杰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

为了解决核动力装置在传统设计优化程序开发时存在的需事先确定配置模式所导致的低效问题,研究基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析的实现途径,开展了压水堆核动力装置一回路系统及设备的标准化模型构建,建立了从底层评估模型到... 详细信息

为了解决核动力装置在传统设计优化程序开发时存在的需事先确定配置模式所导致的低效问题,研究基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析的实现途径,开展了压水堆核动力装置一回路系统及设备的标准化模型构建,建立了从底层评估模型到顶层系统模型的层次化构架,实现了一回路系统及设备自由组态和可视化设计建模。通过耦合敏感性分析工具和多目标优化算法,实现了一回路系统典型设计参数的敏感性分析和多目标优化研究。以重量、体积、自然循环能力、安全性(即最小偏离泡核沸腾比,MDNBR)和装置热效率为优化目标,对所研究核动力装置开展了多目标优化案例研究。研究结果证明了基于Modelica的核动力装置全局参数优化工具可以实现核动力装置的全局多目标优化设计,该工具使用的层次化建模方法规范、高效且灵活,是解决基于模型的核动力装置系统总体设计优化问题的有效技术途径。

关键词： Modelica 自由组态可视化建模敏感性分析多目标优化

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非线性能量阱的曲梁设计研究

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振动与冲击 2024年第22期43卷 53-61页

作者：郑智伟黄修长华宏星袁志豪杨咏上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心上海200031 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

非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复... 详细信息

非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复力与一个特定的理想非线性回复力之间的相对偏差,来实现NES中精确的立方刚度。基于欧拉梁理论得到圆弧梁和折线梁的初始刚度公式,用于设计曲梁长度。基于有限元方法求解了不同曲梁形状的非线性回复力,确定了能够实现立方刚度的圆弧梁和折线梁形状,并得到了满足相对偏差要求的临界位移拟合公式。基于以上两个公式总结出一套快速设计曲梁的方法,通过合理调节形状和截面尺寸使曲梁的回复力在需要的变形区间内逼近于理想非线性回复力。与有限元仿真进行对比,推导的解析公式可以对大初始挠度曲梁的初始刚度进行精确计算,设计出的NES回复力与目标之间的相对偏差绝对值小于1%。该设计方法有助于更精准、高效地设计NES,为曲梁实现非线性弹簧提供了新的设计方法。

关键词：欧拉曲梁非线性能量阱(NES) 立方刚度非线性回复力

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小堆结构材料全生命周期数据管理系统设计研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 119-125页

作者：宋丹戎许斌刘佳秦冬张显均王卓朱虹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 中国核动力研究设计院成都610213 中南大学长沙410083 成都材智科技有限公司成都610041

小型模块化反应堆(简称小堆)结构材料具有种类繁多、来源广泛和格式多样等特点。基于现代信息技术及大数据背景,结合小堆结构材料数据的特殊性,从材料数据管理角度出发,设计构建了一个覆盖小堆结构材料全生命周期的专用数据管理系统,实... 详细信息

小型模块化反应堆(简称小堆)结构材料具有种类繁多、来源广泛和格式多样等特点。基于现代信息技术及大数据背景,结合小堆结构材料数据的特殊性,从材料数据管理角度出发,设计构建了一个覆盖小堆结构材料全生命周期的专用数据管理系统,实现从碎片化数据获取到海量数据集成、处理并融合的转变。整个系统不仅实现了自定义数据库设计,还实现了小堆结构材料全生命周期数据的管理和应用,满足用户数据查询、数据检索、可视化分析等多种需求,有利于推进小堆结构材料数据管理向规范化、智能化发展。同时该数据管理系统突破了多尺度材料数据管理技术瓶颈,增强了材料数据的安全性和可靠性,为数字化小堆研发设计提供了重要支持。

关键词：小型模块化反应堆结构材料全生命周期数据管理系统管理

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三维特征线中子学计算程序SHARK用于华龙一号堆芯建模和启动试验验证

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核动力工程 2024年第S2期45卷 42-48页

作者：王博赵文博张宏博赵晨陈长刘琨张乐瑞宫兆虎曾未李庆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

为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型,验证内容包括临界有效增殖系数k_(eff)、控制棒积分价值以... 详细信息

为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型,验证内容包括临界有效增殖系数k_(eff)、控制棒积分价值以及组件功率分布。研究结果表明,临界有效增殖系数k_(eff)、组件功率分布结果与控制棒积分价值均与实测值符合良好。因此SHARK能够应用于数字化反应堆物理计算,具有良好的计算精度。

关键词：数字化反应堆华龙一号 SHARK 启动物理试验

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反应堆数值计算协同设计平台架构设计与应用

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核动力工程 2024年第S2期45卷 133-136页

作者：何腾蛟韩飞李松蔚张爽吴斌程先俨袁鹏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

为有效提升反应堆物理、热工、屏蔽、燃料分析等多专业数值计算协同设计和执行的效率与质量,建立了一套高扩展性、高稳定性的反应堆多专业数值计算协同设计平台,在对超算、工作站等复杂异构高性能算力资源进行集群管理和服务化封装的基... 详细信息

为有效提升反应堆物理、热工、屏蔽、燃料分析等多专业数值计算协同设计和执行的效率与质量,建立了一套高扩展性、高稳定性的反应堆多专业数值计算协同设计平台,在对超算、工作站等复杂异构高性能算力资源进行集群管理和服务化封装的基础上,实现了多专业的典型计算程序从部署、流程设计、调试、运行跟踪到输出的全生命周期管理,提供统一规范、自主定义、按需复用的流程设计、作业调度和数据管理机制,有效支撑了跨项目、跨专业的反应堆多专业协同数值计算。

关键词：反应堆数值计算协同设计算力集群服务

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基于简化球谐函数的反应堆物理计算软件用于棒栅压水堆的建模验证

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核动力工程 2024年第S2期45卷 49-54页

作者：刘琨赵文博宫兆虎陈长柴晓明张斌方超曾未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

为验证新研发程序,采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn,开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明,控制棒价值最大相对偏差为N2棒组,为7.17%,其余棒组相对偏差均小于5%,循环内的临界反应... 详细信息

为验证新研发程序,采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn,开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明,控制棒价值最大相对偏差为N2棒组,为7.17%,其余棒组相对偏差均小于5%,循环内的临界反应性误差最大为−0.559%;燃料栅元功率与堆用蒙特卡罗程序RMC的偏差在8%以内。本文提出的数值模型离散精度高、计算稳定性好,相关验证工作能够为新一代压水堆堆芯程序设计提供技术支撑,进而满足新型复杂反应堆的研发设计需求。

关键词：简化球谐函数方法 Pin-by-pin 压水堆堆芯计算华龙一号

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