检索结果-内蒙古大学图书馆

应用力学学报 2014年第4期31卷 588-594,10页

作者：冯志鹏张毅雄臧峰刚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

基于计算流体力学和计算结构动力学,并考虑流体-结构两个物理场之间的相互作用,利用有限体积法及LES方法离散非稳态、粘性、不可压缩湍流流场;采用有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格控制技术,建立了横向流体作用下传热管流致振... 详细信息

基于计算流体力学和计算结构动力学,并考虑流体-结构两个物理场之间的相互作用,利用有限体积法及LES方法离散非稳态、粘性、不可压缩湍流流场;采用有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格控制技术,建立了横向流体作用下传热管流致振动计算的三维仿真模型。首先,基于建立的模型得到了横流作用下传热管的振动响应,并通过与已有的文献数据进行比较发现,两者趋势一致、数值上吻合较好,证明了本文模型的合理性;其次,在较宽的折减速度和频率比范围内,研究了直管的响应、流体力系数、涡脱落频率,并通过管表面压力分布、尾流区的时均速度等分析了时均流场特性;第三,研究了两种折减速度的归一化方法,指出对于三维弹性管的流体诱发振动问题,采用通用的折合速度来表示响应图能清晰地表征其响应特征;最后,比较分析了弹性支撑刚性管与弹性管的流体诱发振动特性。结果表明,对于三维弹性管的流体诱发振动计算应考虑结构的弹性变形与流体流动间的相互作用。

关键词：流体诱发振动大涡模拟有限体积法有限元法

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点反应堆动力学模型处理问题分析

点反应堆动力学模型处理问题分析

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中国核学会2015年学术年会

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

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析.主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证.文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也做... 详细信息

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析.主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证.文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也做了介绍.这些均是反应堆控制系统设计研究需要注意的方面.

关键词：核反应堆动力学点反应堆模型控制系统

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螺旋折流板波槽管换热器换热性能实验研究

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世界科技研究与发展 2015年第5期37卷 525-528页

作者：赫荣辉孙中宁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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

以水为工质,对弓形折流板光管换热器、螺旋折流板波槽管换热器以及螺旋折流板光管换热器进行了传热实验。结果表明,螺旋折流板波槽管换热器具有良好的换热能力,螺旋角对螺旋折流板换热器壳程换热影响较大。与折流板数量为14个和5个的弓... 详细信息

以水为工质,对弓形折流板光管换热器、螺旋折流板波槽管换热器以及螺旋折流板光管换热器进行了传热实验。结果表明,螺旋折流板波槽管换热器具有良好的换热能力,螺旋角对螺旋折流板换热器壳程换热影响较大。与折流板数量为14个和5个的弓形折流板光管换热器相比,螺旋角为9.8°的螺旋折流板光管换热器的壳程换热系数分别提高了4%~60%和5%~70%;螺旋角均为9.8°的螺旋折流板波槽管换热器与螺旋折流板光管换热器相比,前者的壳程换热系数和管程换热系数分别提高了2%~26%和60%~120%;与螺旋角为9.8°的波槽管换热器相比,螺旋角为6°和8°的波槽管换热器的壳程换热系数分别提高13%~48%和5%~37%。

关键词：换热器对比强化换热光管波槽管螺旋角

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

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科技视界 2015年第20期 5-6,100页

作者：毛辉辉陈树邓坚向清安肖红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610041 环境保护部核与辐射安全中心中国北京100082

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程... 详细信息

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。

关键词： PCIS 堆芯冷却 MELCOR程序

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氦离子注入对中国低活化马氏体钢微结构的影响研究

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科技创新导报 2015年第23期12卷 9-12页

作者：辛勇巨新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 北京科技大学物理系北京100083

该文对中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温进行氦离子注入,注量分别为1×1015/cm2、5×1015/cm2和1×1016/cm2。注入后利用透射电子显微镜(TEM)和能谱(EDX)进行微结构分析。TEM的结果表明注入之后没有形成明显的缺陷。对碳化... 详细信息

该文对中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温进行氦离子注入,注量分别为1×1015/cm2、5×1015/cm2和1×1016/cm2。注入后利用透射电子显微镜(TEM)和能谱(EDX)进行微结构分析。TEM的结果表明注入之后没有形成明显的缺陷。对碳化物进行了尺寸统计,结果表明氦离子注入之后的碳化物尺寸较注入之前有所增加。电子衍射斑点和EDX的结果表明碳化物为M6C和M23C6类型,其成分和结构在注入前后均没有发生变化。

关键词：离子注入 CLAM钢碳化物

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钛合金材料弹塑性修正因子研究

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核动力工程 2014年第1期35卷 101-105页

作者：杜娟邵雪娇张丽屏阚前华郭素娟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 西南交通大学成都610031

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级... 详细信息

对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。

关键词：弹塑性修正因子Ke 钛合金简化弹塑性疲劳分析

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反应堆下腔室结构优化设计

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核动力工程 2014年第3期35卷 59-63页

作者：张宏亮刘海鹏方才顺卢川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 海军装备部北京100841

对目前现有的反应堆下腔室结构的不足进行优化分析,针对性地提出解决措施。分析中重点从下腔室结构的稳定性、可靠性和流场的不均匀性入手,采用简化结构和计算流体力学(CFD)计算下腔室流场,使反应堆下腔室具有结构简单、稳定可靠、流场... 详细信息

对目前现有的反应堆下腔室结构的不足进行优化分析,针对性地提出解决措施。分析中重点从下腔室结构的稳定性、可靠性和流场的不均匀性入手,采用简化结构和计算流体力学(CFD)计算下腔室流场,使反应堆下腔室具有结构简单、稳定可靠、流场均匀等特点。

关键词：反应堆下腔室结构流场计算流体力学(CFD)

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基于计算流体动力学的矩形通道内气泡运动机理研究

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核动力工程 2014年第3期35卷 111-116页

作者：宫大鑫黄善仿王侃王扶月周铃岚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

基于计算流体动力学(CFD)方法,利用体积流(VOF)模型对矩形流道内单气泡及双气泡运动进行了数值模拟,并分析了其运动规律。模拟结果与前人实验观测结果相符。单气泡上升过程中经历加速上升和摆动上升两个阶段,其稳定速度与Eo数相关,摇摆... 详细信息

基于计算流体动力学(CFD)方法,利用体积流(VOF)模型对矩形流道内单气泡及双气泡运动进行了数值模拟,并分析了其运动规律。模拟结果与前人实验观测结果相符。单气泡上升过程中经历加速上升和摆动上升两个阶段,其稳定速度与Eo数相关,摇摆阶段的气泡轨迹类似于周期性的正弦曲线。上下分布的气泡会发生聚并现象,水平对称分布的气泡上升过程中会出现规律的分离、靠近现象。研究表明:该方法能够准确地模拟气泡的运动,获得气泡运动的机理,可以作为进一步研究自然循环中不同浮升力下气泡分布机理研究的基础。

关键词：核安全数值模拟气泡动力学浮升力自然循环

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一种CANbus动态优先级策略的研究与仿真

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南华大学学报（自然科学版） 2015年第2期29卷 97-101,107页

作者：袁熹刘朝晖吴志强韩文兴南华大学计算机科学与技术学院湖南衡阳421000 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610041

在通信确定性要求相对较高的系统中,若采用静态优先级调度策略,优先级低的节点可能长时间竞争不到总线,从而导致信息得不到发送.为了克服静态优先级的这种缺陷,可以提出一种新的动态优先级调度策略:以固定的周期遍历每个节点,并根据每... 详细信息

在通信确定性要求相对较高的系统中,若采用静态优先级调度策略,优先级低的节点可能长时间竞争不到总线,从而导致信息得不到发送.为了克服静态优先级的这种缺陷,可以提出一种新的动态优先级调度策略:以固定的周期遍历每个节点,并根据每个节点获得总线仲裁的频率来动态调整优先级.与此同时,每个节点调度的预值区间和阀值可根据需要灵活设定.通过Matlab对原始CANbus的静态优先级调度策略和本动态调度策略进行仿真对比研究,本策略的可行性即可获得验证.通信的确定性亦可得到保证.

关键词：优先级 CAN总线调度策略仿真

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窄间隙自动焊在核电厂主管道焊接中的应用

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焊接技术 2015年第1期44卷 36-39,6页

作者：黄宗仁李桓黄炳炎董岱林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 天津大学材料科学与工程学院天津300072

我国核电厂主管道焊接一直采用传统的焊条电弧焊工艺,施工强度高、效率低、焊缝质量不易控制。为了适应核电快速发展对质量和工期的要求,窄间隙脉冲TIG自动焊工艺应运而生。本文介绍了该工艺的焊接设备、坡口形式、填充材料及焊接工艺... 详细信息

我国核电厂主管道焊接一直采用传统的焊条电弧焊工艺,施工强度高、效率低、焊缝质量不易控制。为了适应核电快速发展对质量和工期的要求,窄间隙脉冲TIG自动焊工艺应运而生。本文介绍了该工艺的焊接设备、坡口形式、填充材料及焊接工艺参数等,焊接接头金相观察、力学性能试验结果及自动焊与手工焊产品焊接的对比分析表明,窄间隙脉冲TIG自动焊工艺在核电厂主管道焊接中的应用是成功的,且具有显著优势。

关键词：核电厂主管道窄间隙脉冲自动焊

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