检索结果-内蒙古大学图书馆

海洋技术学报 2019年第1期38卷 25-31页

作者：刘峰王贺苗怡然屠超华赵彦凯哈尔滨工程大学船舶工程学院黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610041

为提高耐压柱壳设计效率,设计了耐压柱壳参数化分析流程。研究了有限元分析所涉及的材料属性、载荷施加、边界条件设置等内容,确定了采用弧长法分析耐压柱壳稳定性。利用Python语言对于ABAQUS软件进行了二次开发,利用Isight软件实现了AB... 详细信息

为提高耐压柱壳设计效率,设计了耐压柱壳参数化分析流程。研究了有限元分析所涉及的材料属性、载荷施加、边界条件设置等内容,确定了采用弧长法分析耐压柱壳稳定性。利用Python语言对于ABAQUS软件进行了二次开发,利用Isight软件实现了ABAQUS的集成,实现了耐压柱壳有限元分析模型的网格自动划分、自动分析计算等。选择样本点进行参数化分析,利用响应面模型对于样本点进行了拟合,得到了具有较高拟合精度、满足工程需要的近似模型,进行了设计变量的灵敏度分析。研究结果表明:参数化分析流程可实现耐压柱壳的自动分析、近似模型及灵敏度分析,可降低耐压柱壳分析难度,均可提高耐压柱壳设计效率。

关键词：耐压柱壳参数化分析近似模型灵敏度分析

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核事故放射性气体扩散及辐射剂量模拟研究

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核电子学与探测技术 2018年第1期38卷 95-99页

作者：宋英明刘子朋卢川陈心润肖德涛杨钧翔孙正张宇南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213

利用修正的高斯烟团模型来简化早期核事故扩散问题,将修正后结果与CALPUFF软件模拟结果对比分析,误差在可接受范围内。根据放射性气体扩散模拟及辐射剂量计算,开发了可视化操作界面,给定初始参数便可简单快速计算得到放射性扩散核素浓... 详细信息

利用修正的高斯烟团模型来简化早期核事故扩散问题,将修正后结果与CALPUFF软件模拟结果对比分析,误差在可接受范围内。根据放射性气体扩散模拟及辐射剂量计算,开发了可视化操作界面,给定初始参数便可简单快速计算得到放射性扩散核素浓度随时间分布以及辐射剂量影响,可为核事故应急预案制备提供依据。

关键词：核应急放射性气体扩散烟团模型辐射剂量

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取消旁路后的冷却剂温度测量通道调试研究

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自动化仪表 2019年第6期40卷 49-51,62页

作者：朱加良何正熙杜茂陈静余俊辉李小芬李红霞何鹏徐涛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610213 福建福清核电有限公司福建福清350318

传统M310核电厂采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量。但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求,故在华龙一号核电厂中取消了旁路设计为主管道直接测温方式,由此带来反... 详细信息

传统M310核电厂采用旁路测量方式执行关键安全参数-反应堆冷却剂温度的测量。但该方式由于工艺回路复杂、主管道上接管数量多且维修难度大而不满足三代核电的要求,故在华龙一号核电厂中取消了旁路设计为主管道直接测温方式,由此带来反应堆冷却剂温度测量调试的变化。首先介绍了调试的过程并分析了导致调试变化的具体原因,然后针对该变化研究出具体的调试方案,最后论证新调试方案的可行性。论证结果表明:新的调试方案是可行的,且有利于电厂安全运行。

关键词：核电厂 M310 华龙一号冷却剂温度测量测温旁路主管道直接测温

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钠加热直管式直流蒸汽发生器动态模型及仿真研究

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自动化与仪器仪表 2019年第7期 6-9页

作者：张倬张建民徐春谢细明李健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成都610213 西安交通大学核科学与核技术学院西安710049

直流蒸汽发生器是将蒸发器、过热器等作为一个整体的大型热交换器。针对核动力装置钠加热直管式直流蒸汽发生器热工水力特性建殳基本守恒方程,根据有关假设对其进行差分,得到直流蒸汽发生器的稳态和瞬态数学模型,并采用Gear算法对其进... 详细信息

直流蒸汽发生器是将蒸发器、过热器等作为一个整体的大型热交换器。针对核动力装置钠加热直管式直流蒸汽发生器热工水力特性建殳基本守恒方程,根据有关假设对其进行差分,得到直流蒸汽发生器的稳态和瞬态数学模型,并采用Gear算法对其进行求解,运用建立的数学模型编写程序对直流蒸汽发生器进行动态特性仿真分析,研究在不同工况下蒸汽发生器一次侧钠出口温度和二次侧蒸汽出口温度动态响应,结果与热工水力学机理相符。模型及仿真结果为进一步开展控制系统研究奠定基础。

关键词：直流蒸汽发生器钠加热动态模型仿真 Gear算法

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碳钢塑性变形对增量磁导率信号的影响

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中国机械工程 2018年第14期29卷 1653-1660页

作者：李丽娟解社娟陈洪恩陈玲莉何曼如陈振茂西安交通大学机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049 西安交通大学陕西省无损检测与结构完整性评价工程技术研究中心西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值... 详细信息

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值模拟方法研究了材料剩磁和矫顽力两个因素分别对增量磁导率信号曲线的影响。结果表明,材料剩磁和矫顽力会影响增量磁导率信号曲线的峰峰距、峰值和过零点等特征参数。研究结果对塑性变形的定量无损评价具有参考意义。

关键词：增量磁导率无损评价塑性变形剩磁矫顽力

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蒙卡-点核耦合方法计算核设施退役辐射场

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核科学与工程 2018年第6期38卷 1002-1007页

作者：郭亚平宋英明卢川付孟婷张泽寰南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610213

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速... 详细信息

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方法计算退役辐射场。对多点源辐射场模型计算结果表明,蒙卡-点核耦合计算比单一点核方法计算误差精度提高约1～2个数量级,相比于单一的蒙特卡罗计算可节约几十倍的时间;同时,蒙卡-点核耦合计算对体源模型的计算结果表明,耦合计算比单一的蒙卡方法计算速度提高几十倍,且最大相对误差在30%以内,计算精度较高。基于蒙卡-点核耦合计算方法,初步开发了核设施退役三维辐射场计算程序软件。

关键词：辐射场计算复杂源项蒙卡-点核耦合计算

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泡核沸腾两相CFD模拟的参数敏感性分析与模型验证

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核科学与工程 2018年第2期38卷 194-203页

作者：彭伟頔郑乐乐卢川熊进标李松蔚程旭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国家重点实验室四川成都610213

预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升... 详细信息

预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升流均匀加热圆管实验进行模拟。经过敏感性分析,找出对空泡份额、气体速度、液体温度和气泡直径四个物理量的径向分布以及轴向壁面温度分布有显著影响的模型参数。基于一组实验数据,通过调整关键模型参数重新标定了相间作用模型,并将标定过的计算模型应用到其他工况验证其适用性,得到了较好的结果。本研究为后续将两相CFD计算应用于DNB型CHF的预测打下了基础。

关键词：泡核沸腾两相CFD计算 DEBORA实验敏感性分析

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国产SA508-3钢拉伸力学性能的近场动力学模拟

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四川建筑 2019年第2期39卷 330-332,335页

作者：刘贞谷郭居上李丽娟庾明达陈建国石凯凯江小州中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610213 哈尔滨工业大学航天学院航天科学与力学系黑龙江哈尔滨150001

近场动力学(PD)是一种新型固体力学理论,基于非局部假设,在连续和非连续问题上采用统一框架进行求解,在最近十年得到了极大的关注和发展,应用范围也越来越广。文章将近场动力学理论应用于核电设备中,基于国产SA508-3钢材料,编写Fortran... 详细信息

近场动力学(PD)是一种新型固体力学理论,基于非局部假设,在连续和非连续问题上采用统一框架进行求解,在最近十年得到了极大的关注和发展,应用范围也越来越广。文章将近场动力学理论应用于核电设备中,基于国产SA508-3钢材料,编写Fortran程序,研究薄板的拉伸力学特性。计算结果表明,近场动力学的结果与理论解的误差极小,精度较高,适合进一步应用在核级较大设备和较复杂力学问题。

关键词： SA508-3钢近场动力学数值模拟

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考虑气泡滑移效应的壁面沸腾模型开发及其在窄矩形通道内的应用

考虑气泡滑移效应的壁面沸腾模型开发及其在窄矩形通道内的应用

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第十六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2019年学术年会

作者：李林峰王明军刘卢果张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点试验室

使用计算流体力学方法(CFD)模拟沸腾两相流需要使用合适的沸腾模型,目前常用的RPI壁面沸腾模型将过冷沸腾过程的气泡生长描述为气泡成核当地的周期性行为,缺乏对滑移、气泡融合等复杂行为的描述。根据研究者对气泡滑移的实验观测和建模... 详细信息

使用计算流体力学方法(CFD)模拟沸腾两相流需要使用合适的沸腾模型,目前常用的RPI壁面沸腾模型将过冷沸腾过程的气泡生长描述为气泡成核当地的周期性行为,缺乏对滑移、气泡融合等复杂行为的描述。根据研究者对气泡滑移的实验观测和建模,将气泡滑移行为引入沸腾模型中,并将沸腾模型植入商用CFD软件Fluent。使用此模型对竖直窄矩形通道内过冷沸腾流动进行模拟,新模型对壁温的预测结果优于旧模型,新模型预测的空泡份额更低。此模型的开发对矩形窄通道内沸腾预测有借鉴意义。

关键词：计算流体力学沸腾两相流矩形窄缝通道壁面沸腾模型

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核电超长末叶高背压下气动稳定性的流固耦合分析

核电超长末叶高背压下气动稳定性的流固耦合分析

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中国核学会2019年学术年会

作者：庾明达刘贞谷姜露张毅雄徐自力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 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049

采用基于RANS方程的三维时域响应流固耦合迭代数值算法对新开发的核电超长末级叶片的气动稳定性进行了分析。利用流场有限元网格与叶片网格之间的交界面进行压力,位移等变量的数据交换和迭代计算,通过叶片时域位移响应趋势判断叶片是否... 详细信息

采用基于RANS方程的三维时域响应流固耦合迭代数值算法对新开发的核电超长末级叶片的气动稳定性进行了分析。利用流场有限元网格与叶片网格之间的交界面进行压力,位移等变量的数据交换和迭代计算,通过叶片时域位移响应趋势判断叶片是否发生颤振。计算了设计背压,2个高背压等三个工况条件。计算结果表明,动叶叶栅气流进气角度随背压增大而增大,在最高背压工况下叶高各截面的流场流动保持平稳,3种背压工况下叶片的时域响应曲线均以1阶动频模态为主进行自由衰减,叶片响应幅值均呈现收敛的趋势,数值证明了在背压增大到10 800 Pa新开发的核电超长末级叶片仍能保持气动稳定,不会发生颤振。

关键词：核电末级叶片三维流固耦合时域响应气动稳定性

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