检索结果-内蒙古大学图书馆

物理学报 2022年第2期71卷 226-236页

作者：姜彦博柳文波孙志鹏喇永孝恽迪西安交通大学核科学与技术学院西安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

本工作建立了外加应力作用下UO_(2)中空洞演化的相场模型.首先,使用摄动迭代法求解了弹性平衡方程,对外加应力下单个空洞周围的应力分布进行了计算,结果表明空洞边缘有应力集中现象,模拟得到的应力分布和解析解一致.然后,利用相场方法... 详细信息

本工作建立了外加应力作用下UO_(2)中空洞演化的相场模型.首先,使用摄动迭代法求解了弹性平衡方程,对外加应力下单个空洞周围的应力分布进行了计算,结果表明空洞边缘有应力集中现象,模拟得到的应力分布和解析解一致.然后,利用相场方法模拟了不同外加应力下单个空洞的演化过程,结果表明随着外加应力的增大,空洞的生长速度加快.最后,研究了外加应力对多晶体系中晶粒长大和空洞演化的影响,结果表明,不同晶粒内的应力大小不同,应力越小的晶粒越容易长大,尺寸越大的空洞的边缘应力也越大.晶间空洞与弯曲晶界存在相互作用,一方面晶界附近的空洞会生长成透镜状,另一方面空洞对晶界也有钉扎作用,能减缓晶界的迁移.此外,外加应力会加速多晶系统中空洞的生长,并且本文计算得到了外加应力与空洞半径的关系,发现外加应力越大,空洞的生长越快.

关键词：相场模拟空洞演化晶粒生长外加应力

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模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 123-128页

作者：蔡志云任云赖建永张玉龙刘向红中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围... 详细信息

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设计的稳压器除气系统理论上最快可以在4.13 h内完成除气,相比传统化容下泄除气法具有明显的时间优势。

关键词：热力除气稳压器除气优化系统设计

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定位绕丝结构对棒束通道热工水力特性影响数值分析

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核动力工程 2023年第2期44卷 37-42页

作者：刘思超刘余田瑞峰杨小磊陈曦李小畅哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 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 哈尔滨工程大学航天与建筑学院哈尔滨150001

定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝... 详细信息

定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中,本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝螺距比定位绕丝数量及定位绕丝形状对温场流场的影响更大,定位绕丝螺距小于200 mm时,进出口压降大幅增加,表面换热系数增加,温度不均匀度大幅降低;随着定位绕丝数量增加,进出口压降线性增加,表面换热系数变化不大;圆形定位绕丝可以以较小截面积达到与方形定位绕丝相似的效果,梯形定位绕丝对流场影响不如矩形定位绕丝。

关键词：超临界二氧化碳绕丝定位棒束通道定位绕丝结构参数数值模拟

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基于子通道-CFD耦合程序的棒束通道多尺度耦合模拟研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 256-261页

作者：刘卢果江光明夏云峰梁禹王明军刘余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 西安交通大学能源与动力工程学院热流科学与工程教育部重点实验室西安710049 西安交通大学核科学与核技术学院西安710049

利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的... 详细信息

利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的多尺度耦合程序开发,并针对PNL 2×6基准题实验工况进行模拟计算,其中FLUENT程序计算实验入口区域,为CORTH程序提供准确的入口流量分布,而CORTH程序用于计算模拟加热段。结果表明,多尺度耦合程序能够实现子通道程序与CFD程序的热工参数信息实时传递,并且模拟计算结果与实验结果符合良好。

关键词：子通道程序计算流体动力学(CFD)程序多尺度耦合 PNL 2×6

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高温钠热管在空气中泄漏实验研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 39-44页

作者：刘帅周源康明铭袁园杜政瑀何晓强胡伟四川大学物理学院辐射物理及技术教育部重点实验室成都610065 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 海军装备部成都610000

热管冷却反应堆中的高温金属钠发生泄漏后,会与空气反应产生燃烧甚至爆炸,危害堆芯安全。针对高温状态下热管钠泄漏存在实验稀少、现象不明等问题,本文开展了钠热管顶部泄漏模拟实验,将15 g钠放入不锈钢管加热至904.8℃,在湿度13.12 g/m... 详细信息

热管冷却反应堆中的高温金属钠发生泄漏后,会与空气反应产生燃烧甚至爆炸,危害堆芯安全。针对高温状态下热管钠泄漏存在实验稀少、现象不明等问题,本文开展了钠热管顶部泄漏模拟实验,将15 g钠放入不锈钢管加热至904.8℃,在湿度13.12 g/mL的湿润空气中打开,测量过程中用压力、温度变化衡量危险程度。结果为热管泄漏会发生燃烧产生黄色火焰,发出爆炸响声,反应室中检测到压力脉冲0.081 MPa,反应室最高升温192.1℃。实验结果(包括实验现象和泄漏过程分析)为后续热管冷却堆的设计和安全评估提供了参考。

关键词：高温钠热管实验研究泄漏燃烧

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热管堆堆芯基体结构高温力学行为分析

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核动力工程 2023年第1期44卷 217-221页

作者：田俊苏东川李辉熊夫睿刘长军毕鹏华谈建平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 华东理工大学机械与动力工程学院上海200237

为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW(热功率)热管堆的设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显... 详细信息

为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为,以简化的多孔基体结构为研究对象,结合Megapower 5 MW(热功率)热管堆的设计参数,制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案,其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效,结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应,进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。

关键词：热管堆堆芯基体高温力学分析

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压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

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核科学与工程 2023年第2期43卷 298-303页

作者：应栋川田超温兴坚苗建新肖锋唐松乾张宏越景福庭黄迁明刘汀黄博琛李文翰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

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不... 详细信息

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。

关键词：压力容器快中子注量

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基于加热壁面能量平衡的窄矩形通道内CHF机理模型

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核动力工程 2023年第2期44卷 43-47页

作者：闫美月邓坚潘良明马在勇李想万灵峰何清澈重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 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

窄矩形通道因具有结构紧凑、换热面积大等优点而被广泛应用于各个领域。通过完善窄矩形通道中临界热流密度(CHF)的预测方法,建立CHF机理模型,可以提高反应堆的安全性和经济性。本文对窄矩形通道内竖直向上流动CHF进行了可视化实验研究,... 详细信息

窄矩形通道因具有结构紧凑、换热面积大等优点而被广泛应用于各个领域。通过完善窄矩形通道中临界热流密度(CHF)的预测方法,建立CHF机理模型,可以提高反应堆的安全性和经济性。本文对窄矩形通道内竖直向上流动CHF进行了可视化实验研究,在此基础上开发了一种基于加热壁面能量平衡的CHF机理模型,并提供一组本构关系用于封闭所开发的新模型,同时使用实验数据对新模型进行对比评价,对比结果发现,新模型在窄矩形通道中模拟结果良好,偏差基本都在±20%之间。

关键词：窄矩形通道临界热流密度(CHF) 能量平衡机理模型

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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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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

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原子能科学技术 2023年第7期57卷 1406-1415页

作者：辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧张牧昊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 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 详细信息

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。

关键词：铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故铅铋-水相互作用程序开发程序验证

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