检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第S02期42卷 93-98页

作者：王浩煜秦勉蒲曾坪朱发文冉仁杰苗一非袁攀刘孟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

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系... 详细信息

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。

关键词：燃料组件板弹簧压紧力辐照松弛

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CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

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核动力工程 2021年第1期42卷 80-85页

作者：肖鹏刘宏春何正熙赵阳李伟唐涛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

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆... 详细信息

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。

关键词： CENTER 定期试验反应堆保护系统

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华龙一号反应堆压力容器下封头高温蠕变研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 202-207页

作者：杨立才邱天杨志海尹祁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610213

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温... 详细信息

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温蠕变数据,联合数值模拟和理论分析,对HPR1000 RPV下封头高温蠕变问题进行了系统的研究。首先建立了RPV下封头材料高温蠕变本构模型。利用ANSYS软件开展了高温及内压载荷作用下的下封头高温蠕变数值模拟研究,获得了下封头蠕变应变和蠕变应力分布。此外,首次针对RPV下封头高温蠕变问题进行了理论研究。结果表明,RPV下封头高温蠕变主要发生在温度高于450℃的区域;在严重事故工况下,HPR1000 RPV下封头不会发生高温蠕变失效;内压增大将导致RPV塑性失效范围扩大;RPV下封头稳态蠕变理论分析结果与数值模拟结果相吻合,理论分析结果揭示了RPV下封头分层失效现象。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 下封头高温蠕变数值模拟理论研究

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基于OPTIMUS的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析

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核动力工程 2022年第S02期43卷 171-176页

作者：袁艳丽张毅雄叶献辉王碧浩李柄锦杨康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

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主... 详细信息

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主泵进口接管嘴弯矩对SG下部水平支承的间隙的敏感性较高。相关敏感性分析方法与分析流程可推广至核动力装置其他系统与设备,为RCS的可靠性分析参数选取及优化设计改进提供定量分析手段与数据支持。

关键词：反应堆冷却剂系统(RCS) 地震响应敏感性分析

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华龙一号堆内构件设计方法研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 182-188页

作者：李浩李燕何培峰余志伟胡朝威王庆田夏欣赵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610213

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间... 详细信息

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间的因果关系链条,确立了RVI设计需满足的功能需求条目。同时基于RVI的功能需求及国内外堆型的经验反馈,对重要的功能需求条目确立了量化评价准则,通过量化指标以规范RVI设计。通过RVI设计方法的研究确立了华龙一号RVI的10个方面的共72条功能需求条目,同时通过分析计算确定了各项分析的量化评价准则,为各项分析计算提出了明确的指标。该方法实现了RVI的正向设计,涵盖其全寿期的功能需求,保证了RVI设计的可靠性和安全性。

关键词：堆内构件(RVI) 正向设计需求分析量化评价准则

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成核密度模型对弧形表面CHF的影响

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核动力工程 2021年第4期42卷 56-62页

作者：李丹杨戴博李昆黎刚贾艺歌姚璋李昂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

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器(RPV)下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Flu... 详细信息

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器(RPV)下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Fluent软件进行RPV外部冷却的临界热流密度(CHF)数值计算,并通过实验对比发现Basu Warrier和Dhir研究的成核密度模型可以很好地应用于球形表面CHF计算。通过对比球形和椭球形下封头CHF,认为椭球形下封头的CHF特性与球形结构完全不同,并不能用球形结构的实验和计算结果去推测椭球形结构的数值和变化规律。

关键词：临界热流密度(CHF) 气泡成核密度球形表面椭球形表面

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临界热流密度机理模型发展综述

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核动力工程 2021年第3期42卷 211-217页

作者：刘伟彭诗念江光明刘余邓坚胡迎刘晓波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

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验... 详细信息

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。

关键词：临界热流密度机理模型综述

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一步法输运计算程序KuaFu开发与验证

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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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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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