检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2017年第6期38卷 36-41页

作者：唐昌兵陈平周毅陈亮李伟王璐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

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模... 详细信息

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模型等引入数值模拟计算,完成了对具有MPS缺陷燃料棒热力性能的分析。对比具有不同MPS缺陷尺寸燃料棒的热力学性能模拟结果,完成MPS缺陷尺寸对燃料棒热力性能的敏感性分析。模拟结果表明,MPS缺陷会造成燃料棒中心温度升高,并且在包壳内外表面上出现拉压应力交替的现象;MPS缺陷尺寸越大,该影响越显著。较大的掉块尺寸会对反应堆运行过程中燃料棒的结构完整性造成威胁,应引起注意。

关键词：燃料棒 MPS缺陷热力性能数值模拟

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基于B&W临界实验基准题的先进中子学组件程序KYLIN V2.0的验证与确认

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核动力工程 2021年第S02期42卷 113-118页

作者：赵晨彭星杰张斌柴晓明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

KYLIN V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的先进中子学组件程序,程序分别采用子群共振方法、特征线方法、切比雪夫有理近似方法进行共振、输运、燃耗计算,从而提供多群截面库。本文采用B&W临界实验基准题对于KYLIN V2.0程序进行... 详细信息

KYLIN V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的先进中子学组件程序,程序分别采用子群共振方法、特征线方法、切比雪夫有理近似方法进行共振、输运、燃耗计算,从而提供多群截面库。本文采用B&W临界实验基准题对于KYLIN V2.0程序进行验证确认,包括了B&W1484临界基准题21个算例、B&W1810临界基准题23个算例等。计算结果表明,KYLIN V2.0程序计算结果与测量数据吻合较好,验证了KYLIN V2.0程序具有较好计算精度与非均匀计算能力。

关键词： B&W临界实验基准题中子学组件程序 KYLIN V2.0 验证与确认

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氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 156-162页

作者：宋建余红星邓坚向清安何晓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

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分... 详细信息

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。

关键词：汽泡力平衡热通量拆分临界热流密度(CHF) 熔融物堆内滞留(IVR) 能力边际

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裂纹梁非线性响应分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 43-47,51页

作者：蔡逢春张毅雄王明利龚君勇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610041

基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论... 详细信息

基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论一致。在较大简谐激励幅值条件下,深入探讨几何非线性对含呼吸裂纹梁响应的影响,为空心梁类结构的裂纹识别提供有益参考。

关键词：呼吸裂纹几何非线性谐激励

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燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G对反应堆堆内构件地震响应的影响

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核动力工程 2013年第5期34卷 25-29页

作者：刘文进曾忠秀叶献辉吴万军中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室成都610041

建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种堆芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆堆内构件进行重新分析评定,只... 详细信息

建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种堆芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆堆内构件进行重新分析评定,只需要对燃料组件本身进行重新分析评定。

关键词：燃料组件反应堆地震分析非线性

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封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落试验研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 70-76页

作者：刘帅江小州冯志鹏黄旋张锐张毅雄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

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析... 详细信息

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析了三通管道漩涡脱落产生的位置及其变化特征。试验结果表明:由于三通管道特有的流场结构会导致在三通位置形成压力波,在旁支管道内形成漩涡;在流体流经主管道与旁支管道的交界区域会产生很大速度梯度,导致在旁支管道前缘位置形成不断脱落的小漩涡团;由于流体粘性作用,旁支管道前缘流体会被主流区域流体带动向下游流动,在前缘位置产生真空区域;主管道与旁支管道交界面速度波动、旁支管道内的漩涡大小、旁支管道前缘的漩涡脱落速度均会随着流速的增加而增大。

关键词：三通管道漩涡脱落 PIV测试水介质

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我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 151-158页

作者：于红程诗思李兰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

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进... 详细信息

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进,提出了用于我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断的分级矩阵以及基于该分级矩阵开发诊断软件的需求。首先,通过建立约束条件,编制具有较强标准化和逻辑性的分级矩阵,特别是各矩阵及其各组成部分的排序;其次,通过建立多入口逻辑树和用户友好界面,开发具有快速诊断功能的诊断软件,特别是各逻辑树的分层和各界面的构成。

关键词：核动力舰船核事故应急应急状态分级矩阵诊断软件

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SiC复合包壳热冲击行为分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 107-112页

作者：刘仕超庞华周毅李垣明何梁张坤涂腾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SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温... 详细信息

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明,热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层(CVI层)与化学气相沉积层(CVD层)厚度比例增大而增大,当CVI层与CVD层厚度比为9:1时,SiC复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa;热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大,当热冲击温度为1200 K时,产生的环向应力达112.7 MPa;热冲击过程中端塞处有明显应力集中,其径向应力达22.3 MPa,高于文献报道的结合强度(20~25 MPa),是导致端塞连接处失效的主要原因。

关键词：热冲击 SiC复合包壳 COMSOL

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气冷堆进水事故分析

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核动力工程 2024年第2期45卷 241-247页

作者：马誉高曹忠彬王金雨邓坚鲍辉丁书华程坤胡文桢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

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用... 详细信息

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S4堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。

关键词：气冷堆进水事故正反应性引入

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数字反应堆发展与挑战

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核动力工程 2020年第4期41卷 1-7页

作者：余红星李文杰柴晓明李松蔚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

数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程,并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素:目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技... 详细信息

数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程,并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素:目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技术挑战,如多学科和多尺度计算的时空协调问题、设计优化的复杂性、缺乏数据库等,但数字反应堆仍能更好地分析限制反应堆性能或影响反应堆安全的关键问题,以及从机理上解释那些无法通过试验观察或测量的现象。

关键词：核反应堆模拟多物理

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