检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第1期40卷 156-161页

作者：李垣明唐昌兵余红星辛勇陈平周毅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

为实现锆基弥散微封装燃料(M3燃料)的优化设计,进一步提升其在轻水堆(LWR)运行环境下的可靠性,需对其在稳态运行条件下的失效机理进行研究。本研究借助于ABAQUS有限元软件,通过二次开发建立了M3燃料的辐照-热-力耦合性能三维数值模拟分... 详细信息

为实现锆基弥散微封装燃料(M3燃料)的优化设计,进一步提升其在轻水堆(LWR)运行环境下的可靠性,需对其在稳态运行条件下的失效机理进行研究。本研究借助于ABAQUS有限元软件,通过二次开发建立了M3燃料的辐照-热-力耦合性能三维数值模拟分析方法,并基于此分析方法对M3燃料在稳态运行条件下的失效机理进行了研究。研究结果表明,稳态运行期间M3燃料的失效主要以辐照初期内致密热解碳层(IPyC层)的失效、辐照中后期疏松热解碳层(Buffer层)与IPyC层分开再接触后导致的碳化硅层失效为主。该研究结果可为后续M3燃料的优化设计提供指导。

关键词： M3燃料失效机理 LWR 辐照-热-力耦合

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UMo-Zr单片式燃料板结构改进研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 172-176页

作者：殷明阳庞华唐昌兵李垣明郑乐乐袁攀赵艳丽岳慧芳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

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边... 详细信息

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边角的形状,研究芯体结构对辐照后温度场和应力场的影响。研究结果表明,辐照后的温度场和应力场对芯体厚度方向的尺寸变化最敏感;对芯体边角处进行倒角处理能够减小辐照后的米塞斯(MISES)应力峰值。

关键词： UMo-Zr单片式燃料板有限元方法结构改进

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基于VOF方法的稳压器用单螺旋喷雾头性能优化

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科技视界 2021年第30期 17-20页

作者：刘威成翔王宇阳余纪成苏桐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

基于两相界面追踪流体体积(Volume of Fluid,VOF)方法对稳压器用单螺旋喷嘴内部流动及近场射流情况进行了模拟计算,通过将计算结果与已有试验数据进行对比,验证了数值方法及模型的适用性。在上述基础上,文章重点研究了内芯螺旋升角及混... 详细信息

基于两相界面追踪流体体积(Volume of Fluid,VOF)方法对稳压器用单螺旋喷嘴内部流动及近场射流情况进行了模拟计算,通过将计算结果与已有试验数据进行对比,验证了数值方法及模型的适用性。在上述基础上,文章重点研究了内芯螺旋升角及混合室导锥角对喷雾头性能指标(流量系数、雾化锥角、喷雾均匀性等)的影响,优化得到满足新喷雾头设计指标的喷雾头结构参数。该工作可以为喷嘴性能的优化提供参考。

关键词：单螺旋喷雾头流体体积法流量系数雾化锥角结构优化

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模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究

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科技视界 2021年第15期 214-216页

作者：黄慧剑辛素芳王嘉赓徐良剑彭倩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

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份... 详细信息

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

关键词：模块式小型堆落棒 DNB

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反应堆压力容器安注接管嘴热工水力瞬态分析

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科技视界 2021年第17期 179-182页

作者：王保平于德勇韩冰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

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力... 详细信息

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力学方法,详细计算了该工况下反应堆压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布。文章考虑的设计瞬态有安注系统误动作和反应堆冷却剂系统误失压两类工况,通过CFD计算软件,对压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布开展仿真研究,获得其具体温度分布,可作为详细评价该工况下压力容器管嘴的结构完整性的支撑。

关键词：反应堆压力容器安注接管嘴瞬态

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BETHSY综合实验台架LOCA工况模拟计算研究

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科技视界 2021年第21期 139-141页

作者：陈伟鲍辉吴清杜鹏吴增辉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

压水堆核电厂失水事故现象复杂、后果严重,核电厂设计中往往通过缩比台架的实验和分析程序的模拟研究来论证反应堆的安全性。针对华龙一号核电厂新增的“快速冷却”这一安全功能,选取在整体性实验台架BETHSY上开展的9.1b实验工况,基于... 详细信息

压水堆核电厂失水事故现象复杂、后果严重,核电厂设计中往往通过缩比台架的实验和分析程序的模拟研究来论证反应堆的安全性。针对华龙一号核电厂新增的“快速冷却”这一安全功能,选取在整体性实验台架BETHSY上开展的9.1b实验工况,基于自主化系统分析程序ARSAC进行了实验的模拟分析,模拟结果与实验结果符合较好,证明了ARSAC程序用于华龙一号中破口失水事故分析的适用性。

关键词： ARSAC BETHSY LOCA实验

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堆内构件钴基合金激光增材制造工艺研究

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焊接技术 2021年第12期50卷 62-66页

作者：王留兵何大明王庆田鲁文斌赵伟曹奇峰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

针对钴基合金手工TIG堆焊出现的焊接质量问题,开展了钴基合金激光同轴送粉增材制造工艺研究,包括激光功率、送粉速率、扫描速度等工艺参数,采用了正交试验,以增材层的表面成形质量、稀释率、表面硬度作为评价指标。试验结果表明,激光增... 详细信息

针对钴基合金手工TIG堆焊出现的焊接质量问题,开展了钴基合金激光同轴送粉增材制造工艺研究,包括激光功率、送粉速率、扫描速度等工艺参数,采用了正交试验,以增材层的表面成形质量、稀释率、表面硬度作为评价指标。试验结果表明,激光增材层无损检验结果合格,硬度比手工TIG堆焊层硬度更均匀;摩擦磨蚀性能和耐腐蚀性能试验结果表明,激光熔覆层的性能优异。

关键词：堆内构件钴基合金激光增材制造组织性能

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钠钾流量计在流致振动作用下的疲劳寿命分析

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科技视界 2022年第20期 18-22页

作者：姜超张振国吴菱艳李小畅田瑞峰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610000 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨150001

文章以钠钾流量计为研究对象,验证流量计支撑件承受NaK-78流体冲刷3×104h的疲劳寿命。文章采用单向流固耦合分析法计算流体与固体之间的相互作用,在ANSYS Workbench中进行疲劳损伤计算和疲劳寿命预测,根据Miner线性疲劳累积损伤理... 详细信息

文章以钠钾流量计为研究对象,验证流量计支撑件承受NaK-78流体冲刷3×104h的疲劳寿命。文章采用单向流固耦合分析法计算流体与固体之间的相互作用,在ANSYS Workbench中进行疲劳损伤计算和疲劳寿命预测,根据Miner线性疲劳累积损伤理论、结构材料的S-N曲线以及疲劳载荷谱可以计算得到总疲劳损伤值。研究结果表明,流量计支撑件在不同安装方式下的疲劳寿命不同,流量计水平安装和垂直安装所对应的疲劳寿命分别为2.48×105h和4.98×104h小时。因此,流量计支撑件结构满足3×104h的使用要求,且水平安装有利于延长流量计的疲劳寿命。

关键词：疲劳寿命 ANSYS Workbench S-N曲线流致振动■

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基于主数据管理的人力资源数据应用框架研究

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科技视界 2021年第17期 160-163页

作者：张婷何腾蛟王娇吴斌张爽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

随着信息化能力的水平,为满足业务需求,实现各类管理业务的应用系统应用而生,而这些系统中都离不开人力资源数据的基本应用。文章针对独立存在于各应用系统的人力资源数据进行研究分析,结合单位实际情况,进行人力资源主数据规范制定,并... 详细信息

随着信息化能力的水平,为满足业务需求,实现各类管理业务的应用系统应用而生,而这些系统中都离不开人力资源数据的基本应用。文章针对独立存在于各应用系统的人力资源数据进行研究分析,结合单位实际情况,进行人力资源主数据规范制定,并搭建基于主数据管理平台的应用框架,指导后续人力资源数据统一管理平台建设,保证数据的一致性、可控性。

关键词：主数据管理应用框架人力资源数据

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安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

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