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基于势流体的核反应堆贮液容器动力特性分析
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核动力工程 2011年 第4期32卷 131-133页
作者: 艾红雷 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610041
由于流-固耦合计算规模十分庞大,很少在工程中应用。本文采用势流体函数理论,将流-固耦合特征值方程的耦合项通过势函数联系,流体流动的非线性连续性方程可简化为线性椭圆方程,大大地缩减了流-固耦合计算的规模。通过实际的算例验证表明... 详细信息
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棒束燃料组件特征栅元CFD方法研究
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核动力工程 2011年 第3期32卷 68-72页
作者: 陈杰 陈炳德 张虹 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
AFA-3G燃料组件中存在典型栅元和控制棒导向管栅元两种特征栅元,定位格架搅混翼的排列也具有一定的规律性。本文采用计算流体力学(CFD)方法,分别针对两种特征栅元,从第一类子通道和第二类子通道的角度,沿程评价其交混性能。质量交混与... 详细信息
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乏燃料溶液嬗变焚烧锕系核素能力分析
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核动力工程 2011年 第5期32卷 13-17页
作者: 王连杰 汪量子 姚栋 吴英华 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家实验室 成都610041
针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变(HSTR)芯模型,采用溶液芯燃料管理程序FMCHR计算了芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力。结果表明:HST... 详细信息
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布置方式对波动管热分层现象的影响分析
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核动力工程 2011年 第6期32卷 47-50,95页
作者: 赖建永 黄伟 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
为分析评价压水核电厂稳压器波动管的布置方式对热分层现象的影响,提出增加准水平段的倾角和在与主管道相连处增加一段竖直管段2种方案共6种布置方式。利用计算流体力学(CFD)分析方法,对采取不同布置方式的波动管的热分层现象进行数... 详细信息
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磷酸三钠在安全壳喷淋系统中的应用研究
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核动力工程 2011年 第2期32卷 137-140页
作者: 王琳 段永强 崔怀明 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
固体磷酸三钠(TSP)属于强碱弱酸盐,具有较强的碱性和较高的溶解度,化学性质稳定,能够长期保存。在安全壳喷淋系统(EAS)的喷淋水中添加TSP替代NaOH,能够调节喷淋液的pH值,有效地除去从泄漏的冷却水中释放至安全壳中的碘气体,避免强碱对... 详细信息
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基于当量环方法的自定距棒束换热及水力学模型研究
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核动力工程 2011年 第1期32卷 81-84,94页
作者: 张丹 刘昌文 鲁剑超 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
稠密棒束采用了螺旋自定距定位方式。由于棒束排列紧凑,流道比较狭窄,并且引入了螺旋定距物,使得棒束内传热与流动现象相当复杂,尚无合适的模型及关系式来计算其热工水力性能。本文基于Rehme当量环方法,从圆管及圆环内相应模型出发,研... 详细信息
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用于六角形组件均匀化的不规则栅元等效方法及其数值验证
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核动力工程 2011年 第5期32卷 1-4页
作者: 夏榜样 李庆 李翔 李满昌 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
为了简化六角形组件的均匀化过程,提高均匀化方法对组件几何形状的适应性,提出一种简单、有效的六角形组件不规则栅元等效方法,即在保证各种成份质量不变的条件下,将元件盒及边界水隙等不规则栅元等效成均匀、规则的六角形栅元。数值计... 详细信息
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含裂纹悬臂输流管道颤振分析
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振动与冲击 2011年 第9期30卷 169-173页
作者: 叶献辉 蔡逢春 臧峰刚 张毅雄 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
基于适用于含非材料体(non-material volumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后用Matlab编程进行了数值计算,研究裂纹参数... 详细信息
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基于绝对节点坐标法的输流管道非线性动力学分析
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振动与冲击 2011年 第6期30卷 143-146,157页
作者: 蔡逢春 臧峰刚 叶献辉 黄茜 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室 成都610041
基于绝对节点坐标法,建立一种新的一维二节点输流管道单元。应用Irschik提出的适用于含非材料体系统的Lagrange方程推导输流管道单元的运动方程。采用Euler梁来模拟管道,并完全采用非线性Green应变张量和第二Piola Kirchhoff应力张量,... 详细信息
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海洋条件下竖直圆管内单相传热特性实验研究
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核动力工程 2011年 第3期32卷 92-96,101页
作者: 杜思佳 张虹 贾宝山 清华大学工程物理系 北京100084 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
进行了海洋条件下圆管内的强迫循环传热实验,通过测量竖直圆管周向的温度分布,从而得到海洋条件下不同位置的传热系数。实验结果表明:倾斜时,靠近上侧管壁附近的传热减弱,而靠近下方的管壁处传热增强;摇摆时,垂直于摇摆轴方向的管壁处... 详细信息
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