检索结果-内蒙古大学图书馆

强激光与粒子束 2023年第3期35卷 164-170页

作者：匡蓝珺于涛张华健孙爱扣陈珍平谭波甘斌陈富财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 湖南省数字化反应堆工程技术中心湖南衡阳421001

基于开源SALOME平台,采用以体代面思想和栅元层次多叉树方法,开展蒙卡计算模型CAD反向转换及三维可视化研究。基于本文方法开发了CAD反转可视化程序模块SALOME-MC,模块可实现蒙卡计算模型几何建模、材料建模和三维可视化等功能。选取三... 详细信息

基于开源SALOME平台,采用以体代面思想和栅元层次多叉树方法,开展蒙卡计算模型CAD反向转换及三维可视化研究。基于本文方法开发了CAD反转可视化程序模块SALOME-MC,模块可实现蒙卡计算模型几何建模、材料建模和三维可视化等功能。选取三种典型反应堆蒙卡计算模型对本文方法和程序进行测试验证,测试结果表明,本文方法和程序可妥善处理蒙卡计算模型的复杂几何体与大规模重复结构,并精准地实现蒙卡计算模型CAD三维反转可视化,证明SALOME-MC的蒙卡计算模型反转能力和可视化效果的正确性与可靠性,提高了蒙卡计算模型几何建模效率和展示度。

关键词：蒙特卡罗模型反转以体代面层次多叉树 SALOME

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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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CFD-半解析模型混合的管束结构流弹失稳预测方法

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应用数学和力学 2021年第3期42卷 248-255页

作者：赵燮霖冯志鹏蔡逢春叶献辉周进雄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 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610200

横向流作用下管束结构传统流弹失稳模型的建立或多或少需要获取实验流体力参数作为输入条件.因此非常需要开发一种不依赖实验数据的管束结构流弹失稳模型.该文提出了一种改进的CFD仿真与半解析方法混合的管束结构流弹失稳预测方法.采用... 详细信息

横向流作用下管束结构传统流弹失稳模型的建立或多或少需要获取实验流体力参数作为输入条件.因此非常需要开发一种不依赖实验数据的管束结构流弹失稳模型.该文提出了一种改进的CFD仿真与半解析方法混合的管束结构流弹失稳预测方法.采用CFD仿真方法获取半解析模型中关键的相位延迟函数,并根据速度将其表示为简单的分段函数.最终预测了横向流作用下间距比为1.375的平行三角形与正三角形管束结构的流弹失稳阈值,预测结果与文献中的实验结果吻合良好.该文提出的CFD-半解析模型混合方法同样适用于其他管束结构的流弹失稳预测,为蒸汽发生器传热管流弹失稳现象的研究提供了一种时间成本较低的预测方法.

关键词：流弹失稳蒸汽发生器相位延迟 CFD 半解析模型

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岭澳核电站一回路系统真空排气台架设计

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核动力工程 2010年第2期31卷 94-97页

作者：黎春梅罗明坤李书周牛文华杨洪崔怀明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610041 中广核工程有限公司广东深圳518000 大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124

概述了岭澳核电站一回路系统真空排气台架的设计方案、主要性能参数、相关的技术改造和运行过程等。设备现场运行表明,一回路系统真空排气台架可使一回路系统压力达到0.02 MPa以下,可在一回路系统充水排气过程中节约时间约30 h。一回路... 详细信息

概述了岭澳核电站一回路系统真空排气台架的设计方案、主要性能参数、相关的技术改造和运行过程等。设备现场运行表明,一回路系统真空排气台架可使一回路系统压力达到0.02 MPa以下,可在一回路系统充水排气过程中节约时间约30 h。一回路系统真空排气台架设计参数和运行参数均优于国外同类设备;该项技术替代了以前国内大型核电站无燃料水压试验充水前的多次静态排气及多次动态排气过程,在国内首次实现了大型核电站无燃料水压试验充水前的真空排气。

关键词：一回路系统真空排气台架一回路压力边界

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失水事故引起反应堆堆内结构动响应分析的声学有限元方法

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核技术 2020年第1期43卷 74-78页

作者：赵燮霖马英超叶献辉姜乃斌周进雄西安交通大学航天航空学院机械振动与强度国家重点实验室西安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成都610200

失水事故引起的反应堆堆内结构动响应是反应堆结构动力学的重要问题。现有的分析计算方法主要是基于计算流体动力学(Computation Fluid Dynamics,CFD)的单向/双向流固耦合分析方法,数值预测精度较高但计算成本过高。本文基于以流体和固... 详细信息

失水事故引起的反应堆堆内结构动响应是反应堆结构动力学的重要问题。现有的分析计算方法主要是基于计算流体动力学(Computation Fluid Dynamics,CFD)的单向/双向流固耦合分析方法,数值预测精度较高但计算成本过高。本文基于以流体和固体位移和流体压力为基本未知量的势流体声学有限元理论,采用商用有限元软件ADINA和流固界面共节点网格技术,对德国HDR(Heiss Dampf Reaktor)实验堆V32破口失水事故进行了数值模拟。声学有限元-结构耦合计算结果与文献中的实验测试结果和基于CFD的双向流固耦合结果吻合良好,但比CFD方法更易于实现且具有较高的计算效率。研究结果为反应堆失水事故下堆内结构动响应提供了一种简单而高效的分析方法。

关键词：失水事故反应堆堆内结构动响应流固耦合声学有限元

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瞬态承压热冲击下AP1000反应堆压力容器热应力数值模拟

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中国科学：技术科学 2017年第7期47卷 685-691页

作者：马梓淇张宏亮何培峰许斌罗英周进雄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陕西省航天结构振动控制工程实验室西安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成都610200

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水... 详细信息

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水注入瞬态过程中反应堆压力容器内部流场以及壁面温度分布特性,并采用双线性弹塑性模型对反应堆压力容器由于瞬态非均匀温度分布引起的热-力耦合现象进行分析.结果表明,承压热冲击现象会导致反应堆压力容器局部应力过高,在安注嘴区域应力甚至会超过材料的屈服强度,但在安注嘴以外的其他区域结构是安全的并保持在较低的应力状态.本文的数值模拟方法和分析结果可为反应堆的可靠性和安全性评估提供参考.

关键词： AP1000 反应堆压力容器承压热冲击弹塑性热应力

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中国核电装备的国产化

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科技导报 2012年第20期30卷 65-70页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610041

参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全... 详细信息

参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。

关键词：核电装备核岛常规岛核安全

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弥散型燃料板的辐照起泡机理分析

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原子能科学技术 2012年第B12期46卷 819-825页

作者：高利军陈炳德姜胜耀肖忠俞冀阳张林李垣明清华大学工程物理系北京100084 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 中国核动力研究设计院四川成都610041 国家能源先进核燃料元件研发(实验)中心四川成都610041

弥散型燃料在研究堆和动力堆中有着广泛的应用。起泡是弥散型燃料特有的失效模式,起泡的发生将导致堆芯传热性能恶化,威胁反应堆的运行安全。在分析总结国内外弥散型燃料板的辐照后起泡退火试验结果的基础上,从微观尺度到宏观尺度分析... 详细信息

弥散型燃料在研究堆和动力堆中有着广泛的应用。起泡是弥散型燃料特有的失效模式,起泡的发生将导致堆芯传热性能恶化,威胁反应堆的运行安全。在分析总结国内外弥散型燃料板的辐照后起泡退火试验结果的基础上,从微观尺度到宏观尺度分析了起泡发生的机理,重点研究了弥散型燃料板的一种重要起泡模式——孔洞连通模式,剖析了孔洞连通发生的3个基本过程。同时应用孔洞连通机理,在估算裂变气体压力的前提下,通过力学计算给出了可引起起泡的孔洞连通的圆形区域尺度约为1.8mm,这与实验观察结果相符。本文分析表明,燃料板的孔洞连通起泡机理涉及到高燃耗效应、燃料相的肿胀和开裂、裂变碎片损伤和应力腐蚀开裂等过程,建立起泡模型需做弹塑性力学和断裂力学的数值计算。

关键词：研究堆弥散型燃料板起泡反应堆安全

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基于支持向量机的离心泵初生空化监测

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排灌机械工程学报 2021年第9期39卷 884-889页

作者：叶韬司乔瑞申纯浩杨松袁寿其江苏大学国家水泵及系统工程技术研究中心江苏镇江212013 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

为利用机器学习的方法对离心泵运行状态进行监测,于离心泵发生空化故障前对离心泵初生空化状态做出判断,从而为离心泵运行状态在线监测提供一定的技术参考.针对基于支持向量机(SVM)的离心泵初生空化监测进行研究,采集离心泵运行振动信号... 详细信息

为利用机器学习的方法对离心泵运行状态进行监测,于离心泵发生空化故障前对离心泵初生空化状态做出判断,从而为离心泵运行状态在线监测提供一定的技术参考.针对基于支持向量机(SVM)的离心泵初生空化监测进行研究,采集离心泵运行振动信号,分析并选取均值、标准偏差、偏度、峭度等特征为特征向量训练模型,同时采用网格寻参与K-CV交叉验证的方式寻找最优组合参数.研究结果表明:网格寻优与交叉验证结合的方式能较好地寻找到最优参数;选取单一特征训练模型情况下,标准偏差的平均识别率最高,识别准确率为94.58%,以标准偏差、偏度、峭度两两组合的特征训练模型的平均识别率达到90.00%以上;该方法对离心泵初生空化识别具有较高准确率,具有一定鲁棒性,有较好的实用价值.

关键词：离心泵空化监测支持向量机特征提取网格参数寻优

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304NG不锈钢埋弧焊接头性能及高温断裂行为研究

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热加工工艺 2017年第9期46卷 85-88页

作者：周禹张宏亮王留兵刘晓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

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀... 详细信息

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀性能产生明显影响;焊接接头高温拉伸断裂机制为微孔聚集型韧性断裂,韧窝中的金属氧化物球形夹杂是导致焊接接头塑性指标偏低的主要因素。304NG不锈钢弧焊前,应对待焊表面及焊丝进行彻底的清洁去污,严格控制焊剂的烘干,以控制O元素的引入,减少金属氧化物夹杂的形成。

关键词： 304NG控氮不锈钢反应堆内构件埋弧焊

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