检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第1期44卷 141-147页

作者：姜露傅孝龙张丽屏张瀛庾明达田俊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

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算... 详细信息

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。

关键词：稳压器人孔石墨垫片密封接触应力质量泄漏率

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浮动式核电站过渡段对安全注射的影响分析及缓解方式研究

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核动力工程 2017年第S2期38卷 87-92页

作者：郝承明万谊孙冠宇赵京孙燕汪宇黎春梅梁铁波严思伟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

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危... 详细信息

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危险的状态。提高安全注射的压力和流量能够克服过渡段水封的不利影响,但对系统容量需求较大。根据浮动式核电站自身设计特点,设置有一次侧非能动余热排出系统,失水事故后投入一次侧非能动余热排出系统能够旁通过渡段水封,保证安全注射水的有效注射并辅助带出堆芯余热,该运行方式有助于优化安全注射的容量设计。

关键词：浮动式核电站过渡段水封

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基于CUDA技术的先进组件中子学程序异构并行研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 124-129页

作者：郑勇芦韡马永强崔显涛郭凤晨马党伟涂晓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

为了提升先进组件中子学程序KYLIN-Ⅱ处理复杂边界条件问题的计算性能,基于可编程显卡异构并行技术对KYLIN-Ⅱ程序开展了异构并行化研究,实现了共振、输运等模块的海量线程并行计算,并通过优化迭代策略减少了异构并行程序的原子操作次... 详细信息

为了提升先进组件中子学程序KYLIN-Ⅱ处理复杂边界条件问题的计算性能,基于可编程显卡异构并行技术对KYLIN-Ⅱ程序开展了异构并行化研究,实现了共振、输运等模块的海量线程并行计算,并通过优化迭代策略减少了异构并行程序的原子操作次数。为验证异构并行程序的计算精度和加速效果,针对AFA3G超级组件、六角形板型燃料组件、多层套管型燃料栅元等测试例题开展计算,计算结果表明,异构并行程序不会影响计算结果精度,单张显卡异构并行后的KYLIN-Ⅱ程序可以达到10倍以上的加速比,优化迭代流程可以有效减少计算耗时。相对于传统的基于中央处理器(CPU)的多核并行机制,显卡异构并行显著降低了KYLIN-II程序大规模并行需要的经济成本,可以作为KYLIN-Ⅱ程序开展进一步并行优化的方向。

关键词： KYLIN-Ⅱ 并行技术异构并行原子操作

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船用核动力的发展特点与启示

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核动力工程 2022年第1期43卷 1-6页

作者：卢川王仲辉于俊崇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

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化... 详细信息

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化配置等共同发展规律,并从管理模式、技术路线以及发展趋势等方面挖掘提炼出美国和前苏联/俄罗斯船用核动力技术遵循的一系列共性特点和差异化特征,可为船用核动力发展提供一定的参考和启示。

关键词：船用核动力特征规律启示

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“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 1-7页

作者：余红星周金满冷贵君邓坚刘余吴清刘伟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

"华龙一号"是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了"华龙一号"的产生历程,系统论述了"华龙一号"反应堆堆芯与安全设计特点,包括"华龙一号"研发过... 详细信息

"华龙一号"是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了"华龙一号"的产生历程,系统论述了"华龙一号"反应堆堆芯与安全设计特点,包括"华龙一号"研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及"华龙一号"持续开展的设计改进与优化等内容,通过采用新的设计理念和设计技术,全面提高了"华龙一号"作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。

关键词：华龙一号压水堆核电站设计特点

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管束结构的阻尼控制型流弹失稳特性研究

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振动与冲击 2024年第1期43卷 83-90,106页

作者：冯志鹏臧峰刚刘帅黄旋齐欢欢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

尽管自2012年SONGS事故以来,流弹失稳对管束结构的危害性和重要性再次引起了重点关注,但对导致这种不稳定现象的根本因素仍未确定。为进一步研究流弹失稳的基本物理机制,以压水堆蒸汽发生器通常采用的平行三角形管束为对象,基于开源CFD(... 详细信息

尽管自2012年SONGS事故以来,流弹失稳对管束结构的危害性和重要性再次引起了重点关注,但对导致这种不稳定现象的根本因素仍未确定。为进一步研究流弹失稳的基本物理机制,以压水堆蒸汽发生器通常采用的平行三角形管束为对象,基于开源CFD(computational fluid dynamics)工具OpenFOAM,同时耦合管的动力学方程,求解具有移动边界的非定常Navier-Stokes(uRANS)方程,建立了研究阻尼控制型不稳定机制的数值模型,进而预测管束的流固耦合振动,揭示影响阻尼控制型不稳定机制的关键参数和流动响应;重点讨论了不同质量阻尼参数下,系统的响应特性、能量输入与耗散,升力与位移间的相干性、相位差、相关系数,升力的频谱特性,主导激励机理。进一步揭示了管束流弹系统中占主导地位的激励机理和关键流动现象,有助于理解管束与流体之间的相互作用机理,同时为工程中使用开源CFD工具OpenFOAM预测流弹失稳行为提供了参考。

关键词：流致振动流体弹性不稳定性(FEI) 管束阻尼控制机制 OpenFOAM

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基于虚拟激励的滞变支撑耦合结构的随机地震响应分析

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核动力工程 2011年第1期32卷 10-15页

作者：黄茜臧峰刚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610041

相邻结构间的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应。国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题。Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用。本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模... 详细信息

相邻结构间的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应。国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题。Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用。本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模拟非线性滞变恢复力,通过扩阶、降阶矩阵的使用,结合随机等效线性化法,导出滞变支撑连接耦合结构的虚拟激励方程,建立了虚拟激励与响应的关系,形成结构平稳随机地震响应的闭合求解表达式;并基于此方法求解两剪切结构的随机地震响应。数据表明:本文方法与Lyapunov法的计算结果有很好的一致性。随后,采用本文方法分析了滞变支撑在缓解结构地震响应中的作用;基于不同的控制策略,开展了最优初始屈服力的参数研究。

关键词：滞变支撑随机地震虚拟激励

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管束结构流弹失稳的数值预测方法研究

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振动与冲击 2023年第23期42卷 49-54页

作者：冯志鹏蔡逢春臧峰刚齐欢欢黄旋刘帅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

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳... 详细信息

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳态理论、非稳态理论和一维非定常流动理论,推导出目前研究最广泛的三种流弹失稳理论模型的控制方程和关键参数的数学模型;然后,发展理论模型中众多参数的辨识方法,通过仿真数据驱动的方式,获得全套流体力相关参数;最后,以华龙一号蒸汽发生器的传热管为对象,建立管束结构流弹失稳的数值预测方法,并用现有试验数据验证。结果表明,通过CFD计算辨识的流体力相关参数与已有试验结果吻合,CFD计算与理论模型耦合的数值预测方法,具备一定的实用性;完成了数值预测方法的工程应用,预测结果与验证性试验的结论一致;数值预测方法结合了理论建模和CFD计算的优点,同时避免了对海量计算资源的需求、降低对试验数据的依赖,有利于在工程中推广应用。

关键词：流体弹性不稳定(FEI) 计算流体力学(CFD) 管束流致振动

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基于CORCA的带固定中子源堆芯求解与共轭计算的软件实现

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核动力工程 2022年第5期43卷 238-244页

作者：周楠于颖锐赵文博廖鸿宽卢迪陈飞飞刘佳艺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

深度次临界状态下,传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点,为提高测量精度,本文对CORCA软件进行扩充,开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCAFIX软件,并采用对照程序和实堆数据对CORCA-FIX软件... 详细信息

深度次临界状态下,传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点,为提高测量精度,本文对CORCA软件进行扩充,开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCAFIX软件,并采用对照程序和实堆数据对CORCA-FIX软件进行了计算验证。验证结果证实,CORCA-FIX在求解带固定源堆芯的深度次临界状态时有着较高的精度,输出的结果应用于实堆数据后获得了更好的次临界度测量结果,且满足工程应用中反应性测量的偏差准则。

关键词：核反应堆堆芯求解固定源问题共轭计算软件实现

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基于扩散方程的包壳氧化模型

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核动力工程 2012年第4期33卷 44-49页

作者：何晓强余红星李锋江光明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

在轻水堆的严重事故中,堆芯中锆包壳与水蒸汽的氧化反应对事故进程的影响至关重要。当氧化时间较长,或者包壳表面水蒸汽流量很小时,基于实验结果的抛物线型公式存在着不足,影响对包壳失效、氢气产生量以及温度的预测。本研究从菲克定律... 详细信息

在轻水堆的严重事故中,堆芯中锆包壳与水蒸汽的氧化反应对事故进程的影响至关重要。当氧化时间较长,或者包壳表面水蒸汽流量很小时,基于实验结果的抛物线型公式存在着不足,影响对包壳失效、氢气产生量以及温度的预测。本研究从菲克定律出发,建立以扩散方程为出发点、温度范围宽广的包壳氧化模型。该模型的适用范围比抛物线型公式广,且不受抛物线型公式中假设氧化时间较短和堆芯中水蒸汽流量足够的限制,能很好地模拟长期氧化实验和水蒸汽流量很小时的氧化。另外,该模型能给出包壳中的氧原子分布,为精细模拟包壳脆化失效等现象以及发展先进的包壳失效准则提供条件。

关键词：严重事故包壳氧化扩散方程

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