检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第1期37卷 143-147页

作者：刘盈杨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610213 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

采用核电厂安全审查大纲技术的分支NUREG-0800 BTP7-14分别建立基于贝叶斯(Bayes)网络的阶段评估模型以及综合评估模型。在阶段评估模型中,确立8个阶段,通过13个一级指标、74个二级指标、326个三级指标来完成对软件阶段性的实时评估。选... 详细信息

采用核电厂安全审查大纲技术的分支NUREG-0800 BTP7-14分别建立基于贝叶斯(Bayes)网络的阶段评估模型以及综合评估模型。在阶段评估模型中,确立8个阶段,通过13个一级指标、74个二级指标、326个三级指标来完成对软件阶段性的实时评估。选用Hugin贝叶斯网络分析工具,针对测试对象展开预测推理及敏感性分析。经过测试后得到该软件在生命周期不同阶段对标准的符合程度,经综合评估模型推理,可得该软件在标准层面的可靠性指标是98.84%。经敏感性分析,可以定性地发现软件在生存周期中存在的薄弱环节,为评估核安全级数字化仪控系统的可靠性和安全性奠定基础。

关键词：核安全级数字化仪控系统软件可靠性标准贝叶斯网络

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竖直管道内间歇式两相流动沸腾特性分析

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原子能科学技术 2016年第2期50卷 282-289页

作者：陈金波廖世梁佟立丽曹学武邓坚曾未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

自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32mm竖直通道内的间歇式流... 详细信息

自然循环或重力注水过程的热功率、冷却剂流量等操作条件较小,易出现各种流动不稳定现象,影响核反应堆事故的发展进程,间歇式流动沸腾现象就属于其中的一种。以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,对内径为32mm竖直通道内的间歇式流动沸腾现象进行了实验研究,分析了不同热流密度下间歇式流动沸腾不稳定现象的变化规律,讨论了热流密度对间歇式沸腾周期的影响。结果表明,在一定的热流密度条件下,当加热通道内流体达到饱和并过热时,会发生周期性地剧烈喷涌及冷液回流现象,期间伴随泡状流、弹状流、搅混流及环状流等多种流动形态;间歇喷涌周期取决于沸腾停滞时间,随热流密度的不断增大,沸腾停滞时间缩短,间歇喷涌周期也缩短。当热流密度增大到一定程度时,间歇式流动沸腾现象消失,从而转变为另一种两相流动不稳定现象。

关键词：竖直通道间歇式沸腾流动不稳定性蒸汽喷涌压力冲击

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“华龙一号”核电厂CRDM钩爪制造及试验研究

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机械设计与制造工程 2017年第1期46卷 89-93页

作者：杨方亮陈西南杨晓晨杨博邓强于天达王常亮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 林德工程(大连)有限公司辽宁大连116113

针对第三代压水堆核电厂对控制棒驱动机构提出的更高技术要求,"华龙一号"反应堆驱动机构钩爪零件采用了钴基合金堆焊耐磨面的双齿钩爪。针对此零件结构特点和制造工艺存在的难点,研制了堆焊用专用装置。通过试验和有限元仿真... 详细信息

针对第三代压水堆核电厂对控制棒驱动机构提出的更高技术要求,"华龙一号"反应堆驱动机构钩爪零件采用了钴基合金堆焊耐磨面的双齿钩爪。针对此零件结构特点和制造工艺存在的难点,研制了堆焊用专用装置。通过试验和有限元仿真等方法对相关工艺参数进行优化,完成了钩爪零件试制,对零件进行金相检验、液体渗透检验、硬度检验和热态寿命试验。结果表明,钩爪零件具备较高的硬度和耐磨性,满足第三代压水堆核电厂对驱动机构运行寿命的要求。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构堆焊工艺有限元仿真优化

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一种判断管阵流弹失稳的非定常半解析模型(9)

一种判断管阵流弹失稳的非定常半解析模型(9)

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中国力学大会-2017暨庆祝中国力学学会成立60周年大会

作者：姜乃斌柳军臧峰刚张毅雄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西南石油大学机电工程学院

在Yetsir和Weaver的流管模型基础上,采用线性衰减函数,对模型进行了重新推导,获得了流体力的显式解析表达。通过顺排管阵和平行三角形管阵的流弹失稳分析,发现质量阻尼参数很小时,数值积分方法发生明显的数值振荡,质量阻尼参数较大时,... 详细信息

在Yetsir和Weaver的流管模型基础上,采用线性衰减函数,对模型进行了重新推导,获得了流体力的显式解析表达。通过顺排管阵和平行三角形管阵的流弹失稳分析,发现质量阻尼参数很小时,数值积分方法发生明显的数值振荡,质量阻尼参数较大时,显式解析方法和数值积分方法得到的稳定性边界完全重合,验证了显式解析表达式的正确性,同时结果显示衰减函数的改变对稳定性边界影响不大。在单根弹性管模型基础上,分别考虑管阵中周围4根管子和6根管子振动对中心管流弹稳定性的影响,形成了管阵流弹失稳的5管单元模型和7管单元模型。分别对常见的4种管阵排列型式进行了流弹失稳分析,并与实验结果进行了对比。对比结果显示多根管单元模型由于考虑管子周围所有紧邻管振动的影响,分析结果对实验数据的包络性最强,更加适用于工程分析。

关键词：流致振动流弹失稳管阵流管模型

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基于LDV的5×5带交混格架棒束湍流流场的测量

基于LDV的5×5带交混格架棒束湍流流场的测量

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：陈仕龙曲文海熊进标杜思佳程旭上海交通大学核科学与工程学院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

CFD(计算流体动力学)对于反应堆燃料组件的设计和优化来说是一个强有力的分析工具,它能有效地获取棒束组件中的详细流场信息。然而在CFD应用于工程应用前,还需要大量相关的CFD级的实验数据作为对比和支撑,为CFD计算提供最佳实践导则(BPG... 详细信息

CFD(计算流体动力学)对于反应堆燃料组件的设计和优化来说是一个强有力的分析工具,它能有效地获取棒束组件中的详细流场信息。然而在CFD应用于工程应用前,还需要大量相关的CFD级的实验数据作为对比和支撑,为CFD计算提供最佳实践导则(BPG)。带有搅混翼的定位格架是正方形排列榜束组件中的一个重要组成部分,翼片规律性的形状和分布能够加强棒束内子通道内的搅混,在相邻子通道间产生强迫横流,因此有必要测量在搅混格架影响下的流场分布。本实验采用一维激光多普勒测速(LDV)系统,对带有两道搅混格架的5×5棒束格架下游四个横截面的流场进行了测量。实验得到了各个截面上的平均速度分布和均方根速度(RMS)速度分布,分析了格架在下游不同位置处对流场的影响;数据可以为CFD结果的验证和评价提供基准参考。

关键词： 5×5棒束搅混格架 LDV 湍流流场

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起伏条件下两相自然循环特性研究

起伏条件下两相自然循环特性研究

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：宫厚军杨星团黄彦平姜胜耀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清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室

本文应用自主开发的PNCMC程序,针对简单回路开展了起伏运动条件下的两相自然循环计算,研究发现起伏运动改变了非惯性系中流体受到的体积力,驱动压头大小交替变化,造成了加热段的质量流量围绕起始稳态值近似正弦振荡,振荡周期与起伏周期... 详细信息

本文应用自主开发的PNCMC程序,针对简单回路开展了起伏运动条件下的两相自然循环计算,研究发现起伏运动改变了非惯性系中流体受到的体积力,驱动压头大小交替变化,造成了加热段的质量流量围绕起始稳态值近似正弦振荡,振荡周期与起伏周期相同。起伏运动下,两相自然循环存在着驱动压头、流量、空泡份额、流动阻力之间的复杂反馈关系,造成了关系链中的各参数的非线性响应。对于复杂的非线性两相自然循环系统,在外部的正弦激励下,流量振荡会偏离正弦波。

关键词：压水反应堆起伏运动自然循环

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竖直矩形通道内空气-水两相流动中气泡聚合研究

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科技视界 2017年第16期 197-198页

作者：王璐孙中宁张林李伟唐昌兵刘洋华武小莉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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

本文在自然循环条件下,研究竖直上升矩形通道(50×50mm2)内气泡聚合行为特性,在此基础上进一步分析气泡聚合对自然循环能力的影响。结果表明:本实验条件下气泡初始平均直径大于4.5mm时升力系数大于零,直径小于4.5mm时升力系数变为负... 详细信息

本文在自然循环条件下,研究竖直上升矩形通道(50×50mm2)内气泡聚合行为特性,在此基础上进一步分析气泡聚合对自然循环能力的影响。结果表明:本实验条件下气泡初始平均直径大于4.5mm时升力系数大于零,直径小于4.5mm时升力系数变为负值;两气泡平均间距大于8.3mm时,几乎不能看到聚合过程;实验范围内,自然循环水流量是随着气体流量的增加而增大,在气体流量小于1.30kg/h,增大气流量对提升自然循环能力的效果较气流量大于1.30kg/h更好。

关键词：自然循环矩形通道空气-水气泡聚合

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基于SAC-CFR与DRACS耦合的EBR-Ⅱ余排实验工况分析

基于SAC-CFR与DRACS耦合的EBR-Ⅱ余排实验工况分析

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：隋丹婷陆道纲郭超华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室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

事故工况下堆芯衰变热的排出是非能动安全系统的重要功能。对于池式快堆而言,事故余热排出系统(DRACS)的响应需与系统进行耦合分析。本文通过将三维钠池模型与事故余热排出热交换器的耦合,完成了DRACS向系统软件SAC-CFR的嵌入。在国际... 详细信息

事故工况下堆芯衰变热的排出是非能动安全系统的重要功能。对于池式快堆而言,事故余热排出系统(DRACS)的响应需与系统进行耦合分析。本文通过将三维钠池模型与事故余热排出热交换器的耦合,完成了DRACS向系统软件SAC-CFR的嵌入。在国际原子能机构联合研究项目(IAEA CRP)框架下,完成了美国EBR-Ⅱ快堆余排实验(HRT-17,SHRT-45R)的分析,得到了主系统及余热排出系统的响应。将系统计算参数与实验数值进行对比,完成了程序的有效性验证。计算显示,随着DRACS风门的打开,每台事故热交换器可带走330406.4W的堆芯余热,具有长期带走衰变热的能力。

关键词： EBR-Ⅱ 非能动余热排出 SHRT-17 SHRT-45R

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超临界水拟临界点的热膨胀系数计算研究

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核技术 2016年第12期39卷 56-62页

作者：马栋梁周涛齐实陈杰夏榜样肖泽军华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学核热工安全与标准化研究所北京102206 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610041 中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室成都610041

在临界点附近时,超临界水的热膨胀系数很大,随着压力的升高,拟临界点的热膨胀系数迅速下降,拟临界点的热膨胀系数是计算临界相变转换数的基础,对于分析超临界压力下的流动不稳定性非常重要。因此,计算超临界水在拟临界点的热膨胀系数,... 详细信息

在临界点附近时,超临界水的热膨胀系数很大,随着压力的升高,拟临界点的热膨胀系数迅速下降,拟临界点的热膨胀系数是计算临界相变转换数的基础,对于分析超临界压力下的流动不稳定性非常重要。因此,计算超临界水在拟临界点的热膨胀系数,对于了解和掌握超临界水堆中能量的转换或热量传递非常重要。运用MATLAB曲线拟合工具箱,对超临界水的拟临界点的膨胀系数进行了拟合回归分析。拟合得出了超临界水的拟临界点的热膨胀系数的计算公式。该公式具有结构简单易于计算的特点,最大绝对误差为0.20 K-1,最大的相对误差为0.19%,计算精度满足工业研究与分析的要求。

关键词：超临界水拟临界点膨胀系数拟合公式

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加拿大超临界水冷堆的多变量鲁棒控制研究

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应用科技 2017年第6期44卷 72-78页

作者：冯骥孙培伟袁显宝陈鹏三峡大学机械学院湖北宜昌443002 西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安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四川成都610041

为了处理加拿大超临界水冷堆的蒸汽温度、反应堆功率和主蒸汽压力之间的强耦合性,特别是蒸汽温度对反应堆功率扰动具有极高敏感性的问题,以及控制系统设计过程中所引入不确定性因素,对系统模型进行不确定性分析并得到3种不确定性量,然... 详细信息

为了处理加拿大超临界水冷堆的蒸汽温度、反应堆功率和主蒸汽压力之间的强耦合性,特别是蒸汽温度对反应堆功率扰动具有极高敏感性的问题,以及控制系统设计过程中所引入不确定性因素,对系统模型进行不确定性分析并得到3种不确定性量,然后在此基础上采用μ综合方法得到多变量鲁棒控制器。通过前馈系统的扰动补偿特征和对开环系统的增益调整方法分析得到系统的前馈控制部分,进一步提高系统的性能响应。通过和传统控制器的仿真对比表明:所设计的多变量鲁棒控制器能在系统不确定性条件下实现对系统的稳定控制,控制性能满足设计要求。

关键词：超临界水冷堆不确定性分析不确定性带宽鲁棒稳定性鲁棒性能权重函数前馈控制 μ综合方法

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