检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第1期42卷 211-216页

作者：赵晨彭星杰赵文博于颖锐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

为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法(CMFD)、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行... 详细信息

为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法(CMFD)、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行加速。通过C5G7基准题对几何建模的可视化功能、并行功能及计算精度进行评估,获得计算结果与蒙特卡罗程序(MCNP)的相对误差。计算结果表明,程序具有较好的可视化功能和用户友好性;KuaFu程序与MCNP参考解符合较好,计算精度良好。

关键词：二维/一维耦合方法一步法输运计算 C5G7基准题 KuaFu

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碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 282-288页

作者：苏东川谢海张毅雄崔怀明吴琳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

按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器(RPV)出现碳含量超标时,为保证结构完整性,... 详细信息

按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度,但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器(RPV)出现碳含量超标时,为保证结构完整性,必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究,并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例,考虑了筒体的缺陷修复情况,通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度,对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 快速断裂初始无延性转变温度碳含量

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模块式小型堆多样性保护系统研究与设计

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核动力工程 2022年第S02期43卷 228-233页

作者：朱攀习蒙蒙许东芳邱志方刘宏春钟思洁党高建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

对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RD... 详细信息

对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RDA设计中全面应用多样性和独立性设计技术,构建了高可靠、低误动率的系统架构,显著提升了模块式小型堆的安全性和经济性,满足核电厂纵深防御和多样性要求,相关技术指标已达到了国际先进水平。

关键词：模块式小型堆多样性保护系统(RDA) 软件共因故障(SWCCF) 纵深防御系统设计

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基于OpenFOAM的管束流固耦合模拟与数据驱动建模

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核动力工程 2022年第S02期43卷 158-164页

作者：冯志鹏张毅雄黄旋刘帅齐欢欢蔡逢春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

为实现开源工具OpenFOAM在管束流固耦合行为预测方面的应用,针对OpenFOAM缺乏大涡模拟验证的综合基准案例、缺乏基于OpenFOAM仿真数据的参数辨识方法和数据驱动建模方法问题,首先通过研究基准问题来定量比较OpenFOAM中大涡模拟的性能,... 详细信息

为实现开源工具OpenFOAM在管束流固耦合行为预测方面的应用,针对OpenFOAM缺乏大涡模拟验证的综合基准案例、缺乏基于OpenFOAM仿真数据的参数辨识方法和数据驱动建模方法问题,首先通过研究基准问题来定量比较OpenFOAM中大涡模拟的性能,重点讨论统计时间长度、计算域大小与形状、网格划分方式、壁面函数对结果的影响规律,并将数值结果与实验数据进行验证,获得了合理的流场分析模型;然后,将运动方程与流场计算相耦合,求解具有移动边界的非定常Navier-Stokes(uRANS)方程,实现管束的流固耦合仿真,成功捕捉到了管束的流固耦合特征,并以流管模型为例,实现了关键参数辨识和数据驱动建模。结果表明,大涡模拟中,达到统计收敛至少需180个漩涡脱落周期;升力、回流长度对网格分辨率较为敏感,漩涡脱落频率、圆柱表面压力对计算域较为敏感;对于尾流区的统计量分布,网格分辨率的影响更为显著;计算域形状的影响可以忽略;通过数据驱动建模方式计算的临界流速与实验值吻合较好。

关键词：流固耦合大涡模拟 OpenFOAM 管束

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封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落试验研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 70-76页

作者：刘帅江小州冯志鹏黄旋张锐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610213

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析... 详细信息

通过对封闭三通旁支管水介质下漩涡脱落现象进行研究,根据其三通管道漩涡脱落产生机理,建立了封闭三通旁支管试验装置进行机理验证。采用粒子图像测速(PIV)试验手段,获取不同流动工况下封闭三通旁支管三通位置处截面流线、速度等,分析了三通管道漩涡脱落产生的位置及其变化特征。试验结果表明:由于三通管道特有的流场结构会导致在三通位置形成压力波,在旁支管道内形成漩涡;在流体流经主管道与旁支管道的交界区域会产生很大速度梯度,导致在旁支管道前缘位置形成不断脱落的小漩涡团;由于流体粘性作用,旁支管道前缘流体会被主流区域流体带动向下游流动,在前缘位置产生真空区域;主管道与旁支管道交界面速度波动、旁支管道内的漩涡大小、旁支管道前缘的漩涡脱落速度均会随着流速的增加而增大。

关键词：三通管道漩涡脱落 PIV测试水介质

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我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 151-158页

作者：于红程诗思李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

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进... 详细信息

应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求,从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进,提出了用于我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断的分级矩阵以及基于该分级矩阵开发诊断软件的需求。首先,通过建立约束条件,编制具有较强标准化和逻辑性的分级矩阵,特别是各矩阵及其各组成部分的排序;其次,通过建立多入口逻辑树和用户友好界面,开发具有快速诊断功能的诊断软件,特别是各逻辑树的分层和各界面的构成。

关键词：核动力舰船核事故应急应急状态分级矩阵诊断软件

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基于WMS的无旋和螺旋气液两相流流型及空泡份额实验研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 43-50页

作者：刘帅陈聪刘莉顾汉洋张嘉荣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

为探究气液两相流流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的流型特征及空泡份额时空分布特性,基于高速摄影仪和自主开发的丝网传感器(WMS)测量技术,对内径为30 mm的水平管内起旋装置作用下空气-水两相流的相态时空演变特性进行了可视化实验... 详细信息

为探究气液两相流流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的流型特征及空泡份额时空分布特性,基于高速摄影仪和自主开发的丝网传感器(WMS)测量技术,对内径为30 mm的水平管内起旋装置作用下空气-水两相流的相态时空演变特性进行了可视化实验研究。结果表明,在起旋器诱导的离心力作用下,流场内存在明显的气泡聚并行为和液滴沉积现象,其中,泡状流将转变为螺旋气柱流,塞状流转变为螺旋间歇流,弹状流转变为螺旋环状流,环状流转变为螺旋丝带流;相比于弹状流和环状流,泡状流和塞状流的截面平均空泡份额在起旋器出口波动幅值明显减弱,但离心力场并未明显改变各流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的截面平均空泡份额。

关键词：气液两相流螺旋流动流型转变空泡份额丝网传感器

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弹簧金属C形环密封特性分析及优化设计方法研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 54-59页

作者：姜露李辉张瀛邵雪娇张丽屏傅孝龙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

为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的... 详细信息

为完善弹簧金属C形环密封特性分析及设计方法,通过建立精细化分析模型,对压缩回弹特性曲线进行精确模拟,并通过试验数据验证数值方法的有效性和正确性;此外,采用试验设计方法开展结构参数敏感性系统分析,深入研究设计参数对密封特性的交互影响规律;并基于多岛遗传算法(MIGA)建立优化模型,对关键参数进行优化设计研究。研究结果表明,压缩回弹特性曲线模拟结果与试验数据吻合良好,且数值方法具有非常好的稳定性;弹簧丝直径、密封层和包覆层厚度对密封面接触压力特性产生重要影响,但弹簧丝直径不宜过大或过小;采用本文所建立的优化模型及方法,可以快速获得关键参数的最优组合,有效提高密封性能。

关键词： C形环压缩回弹密封特性遗传算法优化设计

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基于子通道-CFD耦合程序的棒束通道多尺度耦合模拟研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 256-261页

作者：刘卢果江光明夏云峰梁禹王明军刘余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 西安交通大学能源与动力工程学院热流科学与工程教育部重点实验室西安710049 西安交通大学核科学与核技术学院西安710049

利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的... 详细信息

利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息,而计算流体动力学(CFD)程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略,基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的多尺度耦合程序开发,并针对PNL 2×6基准题实验工况进行模拟计算,其中FLUENT程序计算实验入口区域,为CORTH程序提供准确的入口流量分布,而CORTH程序用于计算模拟加热段。结果表明,多尺度耦合程序能够实现子通道程序与CFD程序的热工参数信息实时传递,并且模拟计算结果与实验结果符合良好。

关键词：子通道程序计算流体动力学(CFD)程序多尺度耦合 PNL 2×6

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基于平衡冷凝模型的超临界CO_(2)压缩机内部冷凝数值分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 165-172页

作者：陈来杰卢川沈昕易经纬李洋欧阳华杜朝辉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成都610213

超临界二氧化碳(sCO_(2))布雷顿循环是第四代核反应堆能量转换系统主要解决方案之一,实际运行中,压缩机内sCO_(2)可能发生凝结,导致效率降低,运行稳定性受到影响。本文结合Span-Wagner物性模型,建立了sCO_(2)的平衡冷凝数值模型,对sCO_... 详细信息

超临界二氧化碳(sCO_(2))布雷顿循环是第四代核反应堆能量转换系统主要解决方案之一,实际运行中,压缩机内sCO_(2)可能发生凝结,导致效率降低,运行稳定性受到影响。本文结合Span-Wagner物性模型,建立了sCO_(2)的平衡冷凝数值模型,对sCO_(2)压缩机进行数值模拟,分析了sCO_(2)冷凝的主要区域、成因及影响。结果表明,sCO_(2)的凝结主要受流速影响,发生于压缩机主叶片前缘吸力面的50%叶高以上区域及前缘间隙内近压力面区域,前一区域由sCO_(2)的局部加速所致,后一区域由叶顶间隙泄漏所致;在给定工况下,冷凝区域很小,未扩展到整个通道,冷凝的sCO_(2)很少,未形成两相流,对压缩机运行的影响很小。

关键词：超临界二氧化碳(sCO_(2)) 离心压缩机数值计算冷凝

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