检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第2期42卷 180-182页

作者：刘佳彭航罗英张毅雄朱紫豪颜达鹏邓强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

基于行星滚柱丝杠传动副静态接触状态,采用传动副接触外形函数分析以及赫兹接触理论,提出一种研究传动副接触特性模型以及接触力分析方法,并通过有限元分析方法进行验证。结果表明,垂直于滚柱径向的接触面中接触外形函数满足二次函数特... 详细信息

基于行星滚柱丝杠传动副静态接触状态,采用传动副接触外形函数分析以及赫兹接触理论,提出一种研究传动副接触特性模型以及接触力分析方法,并通过有限元分析方法进行验证。结果表明,垂直于滚柱径向的接触面中接触外形函数满足二次函数特性,赫兹接触理论可用于研究传动副静态接触特性。

关键词：行星滚柱丝杠外形函数接触

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基于CFD方法的丝网芯内毛细流动阻力特性研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 54-59页

作者：余清远赵鹏程马誉高张英楠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重点技术实验室成都610213 清华大学工程物理系北京100084

丝网芯热管是一种基于两相流动相变循环原理设计的非能动输热设备,循环中的毛细力与流动阻力均与丝网芯结构密切相关,研究丝网芯的阻力特性对丝网芯结构选型与优化、热管性能提升具有重要的意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法,建立丝... 详细信息

丝网芯热管是一种基于两相流动相变循环原理设计的非能动输热设备,循环中的毛细力与流动阻力均与丝网芯结构密切相关,研究丝网芯的阻力特性对丝网芯结构选型与优化、热管性能提升具有重要的意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法,建立丝网毛细流动的阻力模型,研究流体在多层丝网芯内的毛细流动的阻力特性。使用本文模型模拟毛细提升实验,模型与实验结果的相对误差小于5%。基于模型进一步分析堆叠结构及目数(50目、200目、400目)对丝网芯的流动阻力特性的影响。结果表明,堆叠丝网的网孔越密集流动阻力越大,粘性阻力系数近似与丝网目数呈正比,而等效惯性阻力也随丝网目数增加而增大;在雷诺数小于1的低流速区域,粘性阻力占据主导作用,而在雷诺数大于1的流速区域惯性阻力作用不可忽略;丝网芯的几何结构除影响流动阻力还将对毛细力产生影响。计算表明,丝网毛细压强和流动阻力均随丝网目数的增加而增强,毛细性能因子随目数的增加而增速放缓。考虑到平织丝网的工艺限制,400目丝网较为理想。

关键词：丝网芯流动阻力粘性阻力惯性阻力毛细性能因子

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核反应堆控制棒驱动机构电机磁偏特性分析研究

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核动力工程 2021年第6期42卷 105-108页

作者：邓强彭航于天达张志强刘彦霆周旭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

核电厂反应堆的控制棒驱动机构(CRDM)采用同步电机作为机电能量转换的关键部件,电机的单边径向磁拉力会导致电机转子轴系变形,并加剧轴承的磨损,对CRDM寿命和核反应堆运行可靠性产生重要影响。本文分析了CRDM电机径向静偏心、径向动偏... 详细信息

核电厂反应堆的控制棒驱动机构(CRDM)采用同步电机作为机电能量转换的关键部件,电机的单边径向磁拉力会导致电机转子轴系变形,并加剧轴承的磨损,对CRDM寿命和核反应堆运行可靠性产生重要影响。本文分析了CRDM电机径向静偏心、径向动偏心、倾斜偏心的机理,并建立了径向磁拉力、轴向磁拉力计算的数学模型,分析获得了径向磁拉力、轴向磁拉力的变化规律以及与偏心量的关系,结果表明CRDM电机的径向磁拉力相对轴向磁拉力显著较大,并且与转子中心偏心量呈线性正比关系,与转子两端最多倾斜偏心量呈非线性正比关系,所得结论能够为CRDM电机优化改进和轴系结构设计提供指导和依据。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 同步电机磁拉力偏心

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N36特征化燃料辐照考验及性能评价

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核动力工程 2021年第5期42卷 110-113页

作者：张坤陈平邢硕庞华彭航蒲曾坪何梁张林秋博文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

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验... 详细信息

N36合金是我国自主研发的先进锆合金,将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能,验证其用于燃料元件包壳的可行性,以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件,在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验,并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据,基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。

关键词： N36合金特征化燃料池边检查性能分析

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TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

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核动力工程 2021年第6期42卷 244-247页

作者：徐青蓝邱志方喻娜周科陈宏霞吴鹏陈果吴广皓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

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂... 详细信息

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。

关键词： TRANTH软件稳压器流量试验卸压梯度软件验证

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微型有机工质冷却核反应堆概念研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 266-270页

作者：李晴夏榜样李司南卢迪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

为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究,本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题,以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案,在此基础上,开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明,在相同堆芯... 详细信息

为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究,本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题,以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案,在此基础上,开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明,在相同堆芯布置条件下,有机工质冷却核反应堆慢化剂温度系数绝对值小于压水堆,功率分布更加平坦。本文研究成果可以为我国正在大力发展的多用途微型核反应堆电源及供热系统技术路线选择提供重要参考。

关键词：有机工质反应堆中子学特性

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基于时序深度学习模型的安全壳关键参数快速预测研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 79-84页

作者：冯千懿郭张鹏李仲春张家语赵后剑阮旸晖玉宇华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 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

主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使... 详细信息

主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使用短期数据集训练,采用长短时记忆网络(LSTM)和循环神经网络(RNN)建立单参量与多参量协同的时序深度学习模型;由多参量协同模型预测未经训练的长期数据集。研究表明:在同类事故、不同工况下,基于时序深度学习模型的预测具有适用性;基于训练短期数据来预测长期数据方法可行;使用LSTM的单参量模型或多参量协同模型的预测精度比RNN更高,基于LSTM深度学习模型能够有效、高精度快速预测MSLB事故下PCCS瞬态安全参数响应特性,可为事故安全分析提供快速预测分析。

关键词：主蒸汽管道断裂(MSLB) 时序深度学习模型安全分析

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六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案设计研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 256-260页

作者：娄磊王连杰魏彦琴黄世恩蔡云陈亮刘晓黎李司南唐霄张策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

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,... 详细信息

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,可以对堆芯布置进行微调,确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明,本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求,可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。

关键词：六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案临界质量测量方案核设计计算程序

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泡沫不锈钢层TRISO颗粒的堆内行为模拟

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核动力工程 2021年第4期42卷 133-137页

作者：尹春雨刘仕超焦拥军周毅高士鑫邢硕青涛汪丽达闫新龙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

三向同性燃料(TRISO)颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后,会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题,本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明,采用泡沫不锈钢可以避免疏松层堆内密实化,提高疏松层的传热效率,有效降低核芯运行温度;不论采用泡沫不锈钢还是疏松热解碳作为疏松层,内层致密热解碳层(IPyC层)和外层致密热解碳层(OPyC层)的应力均会超过包覆层强度;碳化硅(SiC)层的环向应力随泡沫不锈钢层弹性模量的减小而减小,通过降低泡沫不锈钢弹性模量可以有效控制SiC层应力,保证其结构完整性。因此,应选取气孔率高、弹性模量低的泡沫不锈钢作为TRISO颗粒的疏松层,可在改善热导恶化问题的同时保证SiC层的结构完整性。该研究为TRISO颗粒在工程应用中的优化设计提供了指导。

关键词： TRISO颗粒热-力学行为泡沫不锈钢弹性模量

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综合棒束CHF机理模型开发与验证

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核动力工程 2021年第S02期42卷 77-81页

作者：刘伟彭诗念江光明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

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不... 详细信息

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不同类型CHF的综合棒束CHF机理模型。采用中国核动力研究设计院(NPIC)的5×5全长棒束CHF实验数据对所建立的综合棒束CHF机理模型进行了验证,结果表明,综合棒束CHF机理模型所有的预测值/测量值(P/M)数据均匀地分布在1附近,最大相对偏差在±22%之内,说明开发的综合棒束CHF机理模型能够实现对棒束通道DNB型和DO型CHF的连续准确预测。

关键词：棒束通道临界热流密度(CHF) 机理模型

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