检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第5期44卷 95-103页

作者：王东辉李庆张晏铭曾庆娜董磊磊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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心成都610213 大连理工大学船舶工程学院辽宁大连116024

船舶撞击是浮动核电站核动力装置设计中的重要外部事件,对其安全性存在重大影响。本文基于核动力商船的碰撞设计研究历史,建立了适用于船舶碰撞分析的数值模拟方法并与已有试验结果进行了对比验证,利用本方法对不同场景下补给船撞击ACP1... 详细信息

船舶撞击是浮动核电站核动力装置设计中的重要外部事件,对其安全性存在重大影响。本文基于核动力商船的碰撞设计研究历史,建立了适用于船舶碰撞分析的数值模拟方法并与已有试验结果进行了对比验证,利用本方法对不同场景下补给船撞击ACP100S浮动核电站进行了仿真模拟,得到了船首撞击和舷侧撞击过程中浮动核电站关键设备处的冲击响应。计算分析结果表明,舷侧撞击过程关键设备的加速度响应大于核动力商船的设计基准载荷1g。本文研究对浮动核电站船体以及反应堆关键设备的抗冲击设计具有一定的指导意义。

关键词： ACP100S 浮动核电站碰撞冲击

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矩形通道速度边界层可视化实验研究

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原子能科学技术 2023年第3期57卷 503-513页

作者：张永豪于晓勇刘卢果乔守旭谭思超哈尔滨工程大学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 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

板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩... 详细信息

板状燃料组件结构紧凑、冷却剂通道狭窄,其边界层流场特性是决定矩形通道与常规通道内单相流动和传热特性存在差异的重要因素。本文采用粒子图像测速(PIV)技术,对间隙为2 mm和3 mm的矩形通道的速度边界层进行了可视化实验研究,分析了矩形通道边界层内速度分布、雷诺切应力等流场特性,探究了通道间隙对边界层的影响规律。实验结果表明,矩形通道的湍流边界层无量纲速度分布符合Spalding公式,在距离窄边壁面0.2~0.3 mm范围内存在雷诺切应力峰值区,随着雷诺数的增加,速度边界层的黏性底层逐渐减薄,对数律层占比增大,雷诺切应力峰值区向壁面方向靠近。减小矩形通道间隙,将会限制近壁面速度剖面的发展,使得近壁面速度梯度增大,湍流强度减小。

关键词：矩形通道速度边界层 PIV Spalding公式雷诺切应力

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LBB管道裂纹泄漏率计算软件PICLES验证研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 168-173页

作者：何风吴万军马若群房永刚艾红雷王新军孙英学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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

管道裂纹泄漏率计算是破前漏(LBB)分析中的关键技术,采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式,对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件(PICEP和SI-PICEP)对比,PICLES与其计算... 详细信息

管道裂纹泄漏率计算是破前漏(LBB)分析中的关键技术,采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式,对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件(PICEP和SI-PICEP)对比,PICLES与其计算结果相差较小;与管道裂纹泄漏率实验结果对比,PICLES计算出的泄漏率与其相差-80.23%~-43.79%,PICLES计算的泄漏裂纹长度与实测裂纹长度相差21.84%~79.07%,说明将PICLES用于过冷水管道LBB分析具有较高的保守性。因此,PICLES可用于实际工程中的LBB分析。

关键词： LBB PICLES 对比验证裂纹长度泄漏率 PICEP SI-PICEP

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基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析

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核动力工程 2024年第S2期45卷 28-34页

作者：郝承明刘立志韩一夫夏军宝喻巧刘承敏王杰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

为了解决核动力装置在传统设计优化程序开发时存在的需事先确定配置模式所导致的低效问题,研究基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析的实现途径,开展了压水堆核动力装置一回路系统及设备的标准化模型构建,建立了从底层评估模型到... 详细信息

为了解决核动力装置在传统设计优化程序开发时存在的需事先确定配置模式所导致的低效问题,研究基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析的实现途径,开展了压水堆核动力装置一回路系统及设备的标准化模型构建,建立了从底层评估模型到顶层系统模型的层次化构架,实现了一回路系统及设备自由组态和可视化设计建模。通过耦合敏感性分析工具和多目标优化算法,实现了一回路系统典型设计参数的敏感性分析和多目标优化研究。以重量、体积、自然循环能力、安全性(即最小偏离泡核沸腾比,MDNBR)和装置热效率为优化目标,对所研究核动力装置开展了多目标优化案例研究。研究结果证明了基于Modelica的核动力装置全局参数优化工具可以实现核动力装置的全局多目标优化设计,该工具使用的层次化建模方法规范、高效且灵活,是解决基于模型的核动力装置系统总体设计优化问题的有效技术途径。

关键词： Modelica 自由组态可视化建模敏感性分析多目标优化

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基于ABAQUS/FRANC3D的钢轨三维表面裂纹的扩展分析

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兵器装备工程学报 2024年第2期45卷 246-253页

作者：张启洞闫华东陈诚杨康中国兵器工业试验测试研究院陕西华阴714200 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

为分析钢轨三维表面裂纹在轮轨载荷作用下的疲劳扩展路径和应力强度因子的变化,研究钢轨剥离掉块的损伤机理。运用Fortran语言编写用户子程序DLOAD和UTRACLOAD施加轮轨接触应力,利用有限元软件ABAQUS和FRANC3D模拟车轮在钢轨上的移动并... 详细信息

为分析钢轨三维表面裂纹在轮轨载荷作用下的疲劳扩展路径和应力强度因子的变化,研究钢轨剥离掉块的损伤机理。运用Fortran语言编写用户子程序DLOAD和UTRACLOAD施加轮轨接触应力,利用有限元软件ABAQUS和FRANC3D模拟车轮在钢轨上的移动并分析钢轨三维表面裂纹的应力强度因子随车轮移动的变化情况,并基于PARIS公式和最大周向应力准则对钢轨三维表面裂纹的疲劳扩展行为进行分析。结果表明轮轨载荷仅为赫兹接触压力时,车轮在钢轨表面滚过,裂纹前缘距钢轨表面越深,越易发生扩展,裂纹主要在钢轨的深度方向扩展,可使半圆形裂纹变成长轴在深度方向的椭圆形裂纹;轮轨载荷为赫兹接触压力和滑动摩擦力共同作用时,随着车轮循环次数的增加,表面裂纹的等效应力强度因子Keq不断增大。车轮作用会使距钢轨表面越近的裂纹前缘越易发生扩展,裂纹主要向钢轨的宽度方向扩展,使半圆形裂纹变成形状较为复杂的长轴在钢轨宽度方向的近椭圆形裂纹。

关键词：三维裂纹扩展轮轨载荷应力强度因子扩展路径 FRANC3D

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反应堆数值计算协同设计平台架构设计与应用

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核动力工程 2024年第S2期45卷 133-136页

作者：何腾蛟韩飞李松蔚张爽吴斌程先俨袁鹏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

为有效提升反应堆物理、热工、屏蔽、燃料分析等多专业数值计算协同设计和执行的效率与质量,建立了一套高扩展性、高稳定性的反应堆多专业数值计算协同设计平台,在对超算、工作站等复杂异构高性能算力资源进行集群管理和服务化封装的基... 详细信息

为有效提升反应堆物理、热工、屏蔽、燃料分析等多专业数值计算协同设计和执行的效率与质量,建立了一套高扩展性、高稳定性的反应堆多专业数值计算协同设计平台,在对超算、工作站等复杂异构高性能算力资源进行集群管理和服务化封装的基础上,实现了多专业的典型计算程序从部署、流程设计、调试、运行跟踪到输出的全生命周期管理,提供统一规范、自主定义、按需复用的流程设计、作业调度和数据管理机制,有效支撑了跨项目、跨专业的反应堆多专业协同数值计算。

关键词：反应堆数值计算协同设计算力集群服务

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三维特征线中子学计算程序SHARK用于华龙一号堆芯建模和启动试验验证

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核动力工程 2024年第S2期45卷 42-48页

作者：王博赵文博张宏博赵晨陈长刘琨张乐瑞宫兆虎曾未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

为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型,验证内容包括临界有效增殖系数k_(eff)、控制棒积分价值以... 详细信息

为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性,以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型,验证内容包括临界有效增殖系数k_(eff)、控制棒积分价值以及组件功率分布。研究结果表明,临界有效增殖系数k_(eff)、组件功率分布结果与控制棒积分价值均与实测值符合良好。因此SHARK能够应用于数字化反应堆物理计算,具有良好的计算精度。

关键词：数字化反应堆华龙一号 SHARK 启动物理试验

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基于简化球谐函数的反应堆物理计算软件用于棒栅压水堆的建模验证

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核动力工程 2024年第S2期45卷 49-54页

作者：刘琨赵文博宫兆虎陈长柴晓明张斌方超曾未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

为验证新研发程序,采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn,开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明,控制棒价值最大相对偏差为N2棒组,为7.17%,其余棒组相对偏差均小于5%,循环内的临界反应... 详细信息

为验证新研发程序,采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn,开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明,控制棒价值最大相对偏差为N2棒组,为7.17%,其余棒组相对偏差均小于5%,循环内的临界反应性误差最大为−0.559%;燃料栅元功率与堆用蒙特卡罗程序RMC的偏差在8%以内。本文提出的数值模型离散精度高、计算稳定性好,相关验证工作能够为新一代压水堆堆芯程序设计提供技术支撑,进而满足新型复杂反应堆的研发设计需求。

关键词：简化球谐函数方法 Pin-by-pin 压水堆堆芯计算华龙一号

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Ti元素对激光金属沉积Nb-Mo-Ta-W高熵合金缺陷的影响

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航空材料学报 2023年第4期43卷 86-93页

作者：李青宇梁景怡陈珉芮杨志海彭航李涤尘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 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213 西安交通大学机械制造系统工程国家重点实验室西安710049

采用激光金属沉积工艺对成分重组设计后的Nb-Mo-Ta-W系难熔高熵合金进行成形制备,利用X射线衍射仪和扫描电子显微镜对(NbMoTa)_(90)W_(10)和(NbMoTaTi)90W10两种高熵合金的相结构、缺陷与微观组织进行了表征分析,并通过多功能力学试验... 详细信息

采用激光金属沉积工艺对成分重组设计后的Nb-Mo-Ta-W系难熔高熵合金进行成形制备,利用X射线衍射仪和扫描电子显微镜对(NbMoTa)_(90)W_(10)和(NbMoTaTi)90W10两种高熵合金的相结构、缺陷与微观组织进行了表征分析,并通过多功能力学试验机对两种合金进行室温拉伸性能测试。结果表明:(NbMoTa)_(90)W_(10)和(NbMoTaTi)_(90)W_(10)两种高熵合金均为单相体心立方结构;Ti元素在Nb-Mo-Ta-W系合金中的晶界处形成了“液态薄膜”,可实现对沿晶裂纹的良好抑制;冶金缺陷的减少以及Ti元素引入的晶格畸变效应,(NbMoTaTi)_(90)W_(10)高熵合金的室温力学性能提升,屈服强度达到1156 MPa。

关键词：激光金属沉积难熔高熵合金液态薄膜冶金缺陷

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Cr涂层锆合金包壳腐蚀模型研究

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核动力工程 2024年第S01期45卷 175-180页

作者：沈勇曾谢虎段振刚文青龙袁波何梁高士鑫重庆大学能源与动力工程学院重庆400044 两江新能源(核能与动力)实验室重庆400044 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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

作为耐事故燃料(ATF)包壳候选材料之一,Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能,有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为,本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水堆正常运行工况下的腐蚀模型,并基于文献实验数据对... 详细信息

作为耐事故燃料(ATF)包壳候选材料之一,Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能,有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为,本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水堆正常运行工况下的腐蚀模型,并基于文献实验数据对模型进行了验证;基于该模型进行了热流密度和质量流速对Cr涂层锆合金包壳的腐蚀影响分析。结果表明腐蚀厚度随热流密度的增加而增加;此外,冷却剂质量流速的增加引起包壳壁温减小,最终导致包壳腐蚀厚度减小。

关键词：压水堆耐事故燃料(ATF) Cr涂层锆包壳腐蚀模型

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