检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第S01期41卷 51-54页

作者：白晓明郑连纲张毅雄唐涌涛卢喜丰蔡鼎阳谢安丽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 核工业工程研究设计有限公司北京101300

本文开发了一种自动管道模型同步技术,实现了从布置模型到力学模型的高效转换,建立了一套基于群智能算法的优化方法,实现了对管道力学性能的快速优化,最终实现了核级管道布置与力学分析的协同优化设计框架,并开发了相应的软件工具,有效... 详细信息

本文开发了一种自动管道模型同步技术,实现了从布置模型到力学模型的高效转换,建立了一套基于群智能算法的优化方法,实现了对管道力学性能的快速优化,最终实现了核级管道布置与力学分析的协同优化设计框架,并开发了相应的软件工具,有效减少了管道调整过程中的迭代次数。

关键词：核级管道协同优化设计力学分析管道布置

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锆合金包壳管氢致延迟开裂应力强度因子阈值研究

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核动力工程 2020年第S1期41卷 112-117页

作者：夏仲佳张靖宇丁淑蓉陈亮复旦大学力学与工程仿真研究所上海200433 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

针对受对称双集中力作用的含双边缘裂纹的锆合金包壳管,采用数值模拟方法,获得裂纹尖端应力场,建立了应力强度因子与裂纹长度、对称双集中力大小之间的关系。结合氢致延迟开裂(DHC)应力强度因子阈值(KIH)的理论求解方法,获得受对称双集... 详细信息

针对受对称双集中力作用的含双边缘裂纹的锆合金包壳管,采用数值模拟方法,获得裂纹尖端应力场,建立了应力强度因子与裂纹长度、对称双集中力大小之间的关系。结合氢致延迟开裂(DHC)应力强度因子阈值(KIH)的理论求解方法,获得受对称双集中力作用的包壳管的KIH和临界参数的解析表达式,据此考察实验研究了温度对其产生的影响。研究结果表明,受对称双集中力作用的含双边缘裂纹包壳管的KIH、临界载荷及临界裂纹长度均随温度的升高而增大,与实验所得到的变化趋势相吻合,这种随温度变化的趋势与预开裂区域的应力状态接近于平面应力状态这一事实密切相关。

关键词：锆合金包壳管氢致延迟开裂(DHC) 应力强度因子阈值(KIH)

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放射性能谱智能化分析程序开发和应用

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科技视界 2022年第1期 20-22页

作者：田超刘嘉嘉温兴坚张宏越吕焕文中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

反应堆一回路系统以及事故后的安全壳内包含了裂变产物、腐蚀产物以及活化产物等放射性源项。由于放射性核素的数目繁多,其衰变形式复杂多样化,放射性核素衰变产生的能谱的准确性对安全壳内放射性剂量的评价会产生重要的影响,基于此,文... 详细信息

反应堆一回路系统以及事故后的安全壳内包含了裂变产物、腐蚀产物以及活化产物等放射性源项。由于放射性核素的数目繁多,其衰变形式复杂多样化,放射性核素衰变产生的能谱的准确性对安全壳内放射性剂量的评价会产生重要的影响,基于此,文章开发了基于复杂分布源的放射性能谱智能化分析程序,并进行了验证。结果表明:(1)所开发的程序理论模型正确;(2)与对标程序进行验证和应用分析,结果准确。

关键词：放射性能谱智能化

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控制棒驱动机构销轴磨损寿命与可靠性仿真

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兵器装备工程学报 2021年第3期42卷 219-224页

作者：于天达张志强刘彦霆余志伟周旭郭玉贝孙博钱诚任羿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 北京航空航天大学可靠性与系统工程学院北京100089

采用有限元仿真、蒙特卡洛仿真、Archard磨损模型和应力强度干涉理论开展了钩爪伸出和收回工况下的销轴滑动磨损寿命与可靠性研究。钩爪收回工况与伸出工况相比,3个销轴的平均法向载荷和接触面积显著增加,而滑动距离变化较小。到第1800... 详细信息

采用有限元仿真、蒙特卡洛仿真、Archard磨损模型和应力强度干涉理论开展了钩爪伸出和收回工况下的销轴滑动磨损寿命与可靠性研究。钩爪收回工况与伸出工况相比,3个销轴的平均法向载荷和接触面积显著增加,而滑动距离变化较小。到第1800万次运动步数时,钩爪缓冲轴销轴、连杆衔铁销轴和钩爪连杆销轴的磨损可靠度预测值分别降低到0.0761、0.2328和0.2930,无法满足新一代预测驱动机构超长寿命的要求。此外,针对销轴磨损模型中的参数进行了基于有限差分法的可靠性灵敏度分析,可为后续提高销轴磨损可靠性水平提供参考。

关键词：控制棒驱动机构销轴磨损有限元仿真寿命预测可靠性

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先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ输运模块并行优化开发

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原子能科学技术 2020年第5期54卷 930-936页

作者：涂晓兰柴晓明刘东芦韡王鑫李勋昭付元光郭凤晨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 北京应用物理与计算数学研究所北京100094

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效... 详细信息

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效率。通过性能分析,发现特征线扫描和高阶散射源计算较为耗时。本文通过基于MPI的能群并行、E指数优化、角通量球谐函数展开等方法实现了并行优化。基准题验证表明,并行优化计算精度较高,E指数优化对特征线扫描效率提升较好,角通量球谐函数展开对高阶散射源计算效率提升较好。经过优化后的KYLIN-Ⅱ的输运计算模块加速效果显著,可满足工程使用需求。

关键词：中子输运方程特征线方法 E指数优化角通量球谐函数展开

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熔融物堆芯冷却滞留特性研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 193-196页

作者：宋建向清安邓坚余红星杜娟毕金生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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯... 详细信息

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。

关键词：模块式小型堆严重事故熔融物堆芯滞留堆腔注水系统

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基于分子动力学模拟Fe的辐照损伤行为研究

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科技视界 2022年第21期 32-34页

作者：田超温兴坚唐松乾应栋川李文瀚核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213

反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自堆芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处... 详细信息

反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自堆芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处理可视化分析软件OVITO对Fe晶体在接受辐射照射后的缺陷数量进行了初步研究,并系统分析了初级离位原子(PKA)的温度、飞行方向和能量对缺陷的影响。结果表明:(1)辐射照射后形成的缺陷对数量随PKA温度的增加会出现一个小幅度减少的态势;(2)PKA方向变化对辐照损伤后形成的缺陷对数量影响不大,而仅仅影响其分布;(3)辐射缺陷相对数量随着PKA携带能量的升高而增大。

关键词：分子动力学 Fe晶体辐照损伤

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FCM燃料堆内行为模拟及结构设计研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 197-200页

作者：周毅刘仕超陈平李垣明辛勇刘振海张林谷明非赵艳丽乐韵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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区... 详细信息

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区和SiC层同时具有较低的应力水平。分析了无燃料区厚度为100~500μm时基体SiC、无燃料区以及SiC层的应力分布,结果表明,基体SiC和SiC层最大应力随无燃料区厚度增大而增大,而无燃料区的最大应力则随其厚度增大而降低。当无燃料区厚度为400μm时,无燃料区和SiC层均处于较低的应力状态,无燃料区SiC基体应力约为400 MPa,而SiC层的最大环向应力约为200 MPa,其失效概率约为2.5×10^-4。因此,当无燃料区厚度为400μm时,FCM燃料既能维持芯块结构完整,又能保证SiC层具有较低的失效概率。结构优化为FCM燃料的应用提供了基础。

关键词： FCM燃料热力学行为结构优化失效概率

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新型不确定性分析容忍限估计方法

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核动力工程 2020年第6期41卷 131-137页

作者：郭家丰卢川毛辉辉孙中宁王建军王晓烈哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 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

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确... 详细信息

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确定性分析容忍限上下界估计的新方法。相比于WILKS公式,本文所述的方法可以有效降低所需计算的最小样本容量,减少不确定性分析的时间成本。

关键词：不确定性分析 WILKS公式容忍限估计方法最小样本容量

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大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 199-204页

作者：曾未焦守华朱力张卓华何晓强柴翔曾畅宋丹戎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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍... 详细信息

为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出,设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置,研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响,并基于开源软件Open FOAM,采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明,流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响,局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大;材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大,但对于加热段外的流体温度分布影响极小;经过对AFM模型进行修正,得到了更适用于实验条件的模型参数值,修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。

关键词：弧形面加热自然对流实验研究数值研究

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