检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2014年第6期35卷 139-143页

作者：陈志辉闵远胜李毅夏虹邓礼平黄伟黄华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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

小波变换对转动机械振动信号的识别具有特有的效果。但小波包变换在工程应用中,存在频率混淆、幅值失真等缺陷,采用频率补偿算法,并选取了泵转子的动不平衡、弯+动不平衡等典型故障试验数据,通过分析,验证频率补偿算法能够提取振动信号... 详细信息

小波变换对转动机械振动信号的识别具有特有的效果。但小波包变换在工程应用中,存在频率混淆、幅值失真等缺陷,采用频率补偿算法,并选取了泵转子的动不平衡、弯+动不平衡等典型故障试验数据,通过分析,验证频率补偿算法能够提取振动信号的更多细节,可以识别出故障的特征频谱,能够有效地解决频率混淆、幅值失真等问题,为小波分析的工程应用奠定了一定基础。

关键词：小波改进算法泵转子频率补偿

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使用广义粗网有限差分方法加速中子输运特征线方法

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计算物理 2010年第4期27卷 541-547页

作者：柴晓明姚栋王侃于颖锐汪量子清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

提出广义粗网有限差分方法(GCMFD),可以使用三维任意几何形状的粗网格来加速中子输运特征线方法(MOC),同时给出确定广义粗网有限差分方法中宽度因子的方法.将广义粗网有限差分方法应用到三维特征线方法程序TCM中,若干基准题的验证表明,... 详细信息

提出广义粗网有限差分方法(GCMFD),可以使用三维任意几何形状的粗网格来加速中子输运特征线方法(MOC),同时给出确定广义粗网有限差分方法中宽度因子的方法.将广义粗网有限差分方法应用到三维特征线方法程序TCM中,若干基准题的验证表明,广义粗网有限差分方法可以使用任意形状粗网格来加速特征线方法,使用自动调整宽度因子的方法后,广义粗网格有限差分方法可以得到较好的加速效果.

关键词：特征线方法广义粗网有限差分方法粗网格宽度因子基准题

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重力注水过程流动不稳定现象关键影响因素研究

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原子能科学技术 2019年第1期53卷 132-139页

作者：杜政瑀佟立丽曹学武王小吉侯丽强上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响。通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不... 详细信息

重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响。通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律。结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等。在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长。

关键词：重力注水流动不稳定现象注入水逐出压力峰

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基于耦合损伤本构模型的508-3钢循环塑性变形模拟

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核动力工程 2018年第1期39卷 165-168页

作者：张丽屏田俊李建杨宇阚前华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 西南交通大学力学与工程学院成都610031

基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数,然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。... 详细信息

基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数,然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。与经典Chaboche模型的模拟结果相比,耦合损伤的本构模型能更好地模拟508-3钢的单调拉伸行为、应变和应力控制循环软化变形行为,且模拟结果与实验数据吻合良好,为508-3钢制造的核电设备的累积塑性变形模拟奠定了基础。

关键词： 508-3钢损伤本构模型循环塑性变形

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堵流条件下矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 1-8页

作者：陈佳跃王泽锋王啸宇陈焕栋中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 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

为建立矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法,针对板型燃料元件的安全分析提供新的模拟方法和工具,本研究采用一维两流体模型和燃料元件二维导热模型开发热工水力瞬态分析程序,对堵流条件下非均匀流动传热进行模拟。通过数值模拟得到不... 详细信息

为建立矩形并联通道非均匀流动传热模拟方法,针对板型燃料元件的安全分析提供新的模拟方法和工具,本研究采用一维两流体模型和燃料元件二维导热模型开发热工水力瞬态分析程序,对堵流条件下非均匀流动传热进行模拟。通过数值模拟得到不同堵流工况下流量分配和燃料温度分布,此外对4种不同功率分布下燃料元件二维导热效应进行研究。研究结果表明,堵流后并联通道流量和传热量将重新分配,二维导热模型使燃料元件截面温度场分布更均匀。本文开发的热工水力瞬态分析程序能够用于板型燃料元件非均匀流动传热现象的模拟。

关键词：板型燃料堵流矩形通道并联通道

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氦-氙混合气体动力粘度测量

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核动力工程 2021年第6期42卷 32-37页

作者：胡文桢李仲春刘晓晶邓坚曲文海上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 ... 详细信息

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 MPa下的动力粘度,并对测量结果进行了评价;为得到氦-氙混合气体高温下粘度,采用拟合粘度关系式的方法将粘度拟合值外推至温度为1273 K的粘度值。结果表明,本文实验结果与文献值符合较好;实验装置测量合成标准不确定度为3.88%,拟合值与文献值(实验值、计算值)的偏差较小。本研究为空间气冷堆设计和优化提供了基础热物性参数。

关键词：空间气冷堆氦-氙混合气体动力粘度双毛细管法

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重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 23-28页

作者：孙启政王连杰张滕飞李向阳刘晓晶上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终... 详细信息

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比(CR);RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。

关键词：重水小型反应堆钍-铀基燃料长寿命

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模块式小型压水堆堆腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 147-151页

作者：李昊翔朱大欢李松蔚李权曾未郭赟哈尔滨工程大学哈尔滨150001 中国核动力研究设计院成都610213 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 中国科学技术大学合肥230026

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封... 详细信息

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区(30°~60°)要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。

关键词：熔融物压力容器内滞留数值模拟下封头临界热流密度(CHF) 几何形状

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基于界面跟踪与两流体模型的耦合模型对金属液柱碎化的数值模拟

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核动力工程 2017年第3期38卷 12-17页

作者：钟明君周月善林萌熊进标杨燕华上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复... 详细信息

针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复杂多相流过程。该模型中,对于动量场,流体根据界面尺度分为连续相和离散相。连续相界面通过VOF/PLIC方法进行捕捉,离散相表面积浓度分布通过表面积输运方程模拟。耦合模型的控制方程通过MCBA-SIMPLE算法求解。使用该模型对金属液柱的流动和碎化过程进行模拟,并与实验观测结果进行对比,同时还对液柱碎化速率模型和金属液滴初始直径的影响进行了探讨。结果表明:原液柱碎化模型对液柱贯穿深度有所高估;金属液滴初始直径的选择将对熔融物的冷却效率造成显著影响。

关键词：数值模拟多相流耦合模型液柱碎化

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基于两相CFD方法的竖直圆管环状流预测研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 7-12页

作者：徐海淞王季熊进标卢川上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

基于欧拉-拉格朗日方法,结合壁面液膜模型,模拟圆管环状流中的液滴与连续气相的相互作用、液滴在壁面处的沉积与夹带、液膜的沸腾与蒸发等关键物理现象。通过与瑞典皇家理工学院的环状流实验结果比较,评价欧拉-拉格朗日方法对环状流的... 详细信息

基于欧拉-拉格朗日方法,结合壁面液膜模型,模拟圆管环状流中的液滴与连续气相的相互作用、液滴在壁面处的沉积与夹带、液膜的沸腾与蒸发等关键物理现象。通过与瑞典皇家理工学院的环状流实验结果比较,评价欧拉-拉格朗日方法对环状流的预测精度。比较结果表明,数值模拟得到的液膜质量流量与实验测量结果吻合良好,证明所采用欧拉-拉格朗日方法及本构模型能够较准确地模拟环状流动。

关键词：欧拉-拉格朗日方法双向耦合液膜模型

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