检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2014年第4期48卷 604-609页

作者：鲁晓东周铃岚巫英伟苏光辉秋穗正张虹西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学核科学与技术系陕西西安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四川成都610041

基于均相流模型建立并联通道系统的控制方程,采用交错网格技术和半隐式差分离散控制方程,并使用追赶法求解来模拟并联通道的两相流动特征。采用轴向余弦功率加热模拟轴向非均匀功率加热。运用小扰动法,获得了不同压力、入口过冷度和轴... 详细信息

基于均相流模型建立并联通道系统的控制方程,采用交错网格技术和半隐式差分离散控制方程,并使用追赶法求解来模拟并联通道的两相流动特征。采用轴向余弦功率加热模拟轴向非均匀功率加热。运用小扰动法,获得了不同压力、入口过冷度和轴向功率加热方式下的稳定性边界(MSB)和三维不稳定性空间。对于余弦和均匀功率加热,系统稳定性均随系统压力的增大而增强。余弦功率加热在高过冷度区降低并联通道系统稳定性,而在低过冷度区增强系统稳定性。随进口阻力系数的增加,处于余弦功率加热的并联通道系统稳定性增强,MSB的拐点逐渐向高过冷度区移动。

关键词：轴向非均匀加热并联通道流动不稳定性三维不稳定性空间

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对冲式止回阀低流量关闭过程动态特性分析

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哈尔滨工程大学学报 2014年第3期35卷 331-335页

作者：杨志达陈炳德黄伟韩伟实张志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四川成都610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 中国核电工程有限公司北京100840

为减小动力装置止回阀切换时的水击和阀头与阀座的撞击,提出了阀头与流体运动方向互逆的对冲式止回阀。将FLUENT的动网格技术引入到止回阀内部流场的模拟中,解决了阀门关闭时内部流场区域瞬时变化的问题。由牛顿运动第二定律的欧拉显式... 详细信息

为减小动力装置止回阀切换时的水击和阀头与阀座的撞击,提出了阀头与流体运动方向互逆的对冲式止回阀。将FLUENT的动网格技术引入到止回阀内部流场的模拟中,解决了阀门关闭时内部流场区域瞬时变化的问题。由牛顿运动第二定律的欧拉显式格式得出了阀门在关闭过程中的流量变化,阀头、阀座的受力变化和速度变化,通过以上参量判断阀头、阀座的工作状态,最后通过实验来验证理论分析的结果。模拟结果与实验表明,动网格技术能够较好地模拟阀门内部流场的变化,对冲式止回阀能够可靠地在小流量情况下关闭。

关键词：止回阀动态特性动网格用户自定义文件流场 user-defined function ( UDF)

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燃料棒径向功率密度分布敏感性分析

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科技视界 2015年第25期 283-283页

作者：涂晓兰马永强冯晋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四川成都610041

燃料芯块中的径向功率密度分布为燃料元件性能分析程序的重要参数。本文针对UO2燃料、UO2-Gd2O3燃料以及IFBA燃料棒对影响径向功率密度分布的因素进行了敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,并研究了各关键参数的影响数学模... 详细信息

燃料芯块中的径向功率密度分布为燃料元件性能分析程序的重要参数。本文针对UO2燃料、UO2-Gd2O3燃料以及IFBA燃料棒对影响径向功率密度分布的因素进行了敏感性分析,确定影响径向功率密度分布的关键参数,并研究了各关键参数的影响数学模型,为形成燃料棒热力学性能分析软件FUPAC径向功率密度分布模型奠定基础。

关键词：径向功率密度分布 UO2-Gd2O3燃料棒 IFBA燃料棒

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一种基于Simatic平台的电气控制人机交互系统

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军民两用技术与产品 2015年第4期 57-57页

作者：刘堂胜王劲松何亮谢峰高大朋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

本文介绍了一种基于Simatic平台的电气控制人机交互系统设计方法，通过系统架构设计、界面结构设计、能流图形设计、脚本设计等步骤，较好地实现了系统的功能性能目标，落实了人机交互的设计原则。

关键词： Simatic HMI 人机交互能流负荷冲击

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停堆断路器主接线方案优选研究

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军民两用技术与产品 2015年第10期 85-85页

作者：刘堂胜刘立新李洪伟刘鎏毛翔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

停堆断路器是核安全级设备，用于在反应堆紧急情况下，切断棒控系统动力电源，实现安全停堆功能。以反应堆停堆系统的误动率和拒动率为评估指标，开展了停堆断路器主接线方案优选研究工作。

关键词：停堆断路器误动率拒动率

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安全级仪控系统机柜状态监测报警设计

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科技视界 2015年第31期 277-277页

作者：俞赟许东芳朱攀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

安全级DCS系统机柜是整个系统平台的重要载体,可靠性与可用性指标需要重点关注,机柜状态监测报警系统应能探测到机柜非预期变化并经报警信号处理后产生报警,用于报警显示处理和报警显示。本文根据相关法规标准要求结合以往核电工程实践... 详细信息

安全级DCS系统机柜是整个系统平台的重要载体,可靠性与可用性指标需要重点关注,机柜状态监测报警系统应能探测到机柜非预期变化并经报警信号处理后产生报警,用于报警显示处理和报警显示。本文根据相关法规标准要求结合以往核电工程实践,提出了机柜报警监测的设计。

关键词：安全级DCS系统机柜状态监测设计

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基于集成服务模型的信息系统开发研究

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军民两用技术与产品 2014年第19期 36-38页

作者：张娜刘东杨大为何腾蛟肖安洪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

随着信息化程度的不断提高，信息系统的规模和数量越来越庞大，各类信息系统的应用实现了业务流程和管理流程的电子化、自动化，提高了工作效率。但是，信息化建设的不断深化也带来了一些问题，例如：四处分布的系统入口，各个系统的反... 详细信息

随着信息化程度的不断提高，信息系统的规模和数量越来越庞大，各类信息系统的应用实现了业务流程和管理流程的电子化、自动化，提高了工作效率。但是，信息化建设的不断深化也带来了一些问题，例如：四处分布的系统入口，各个系统的反复登录，系统研发、维护和使用的复杂度也随之上升等，多异构系统的集成方案成为广泛存在的迫切需要研究的课题。针对上述问题，本文提出了以集成服务模型为核心构建综合办公平台的多异构系统集成方案，实现了单点登录、统一权限管理、统一任务处理等功能，用于集成自开发信息系统并为用户提供一个统一的、具有良好扩展性、良好用户体验的信息系统集成工作环境。目前，该解决方案应用于中国核动力院设计所的信息化建设中，取得了非常良好的效果。为企业效益和信息化建设的进一步开展起到积极推动的作用。

关键词：多异构系统集成服务模型信息系统

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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

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核科学与工程 2014年第2期34卷 187-192页

作者：刘伟朱元兵白宁单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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 中科华核电技术研究院深圳518026

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 详细信息

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道分析程序ATHAS GE3×3组件稳态验证

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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

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核科学与工程 2014年第1期34卷 59-66页

作者：刘伟白宁朱元兵单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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 中科华核电技术研究院深圳518026

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯... 详细信息

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道程序ATHAS COBRA—EN THERMIT一2 物理模型数值解法

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核电厂余热排出泵承压件热冲击分析

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水泵技术 2014年第3期 6-9页

作者：王岩张文峰欧鸣雄付强严建华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 江苏大学流体中心镇江212013 江苏双达泵阀集团有限公司靖江214500

采用有限元方法,通过建立核电厂余热排出泵泵体主承压件的三维模型,利用热与应力场顺序耦合的分析方式,对泵体主承压件在热冲击工况下的温度和热应力分布进行分析,获得余热排出泵泵体在承压热冲击工况下的温度、应力分布情况。从热瞬态... 详细信息

采用有限元方法,通过建立核电厂余热排出泵泵体主承压件的三维模型,利用热与应力场顺序耦合的分析方式,对泵体主承压件在热冲击工况下的温度和热应力分布进行分析,获得余热排出泵泵体在承压热冲击工况下的温度、应力分布情况。从热瞬态分析结果可知,在热冲击过程中,泵体内节点温度变化呈现了强烈的非傅里叶效应,从泵体内壁到外表面之间存在明显的温差,其温度梯度随时间增加而逐渐降低,并在6000秒后趋于稳态分布状态。在热瞬态分析基础上,采用结构分析模块对承压热冲击过程中泵体应力分布进行了分析,结果显示,该结构强度能够满足规范要求,但在路径4附近的结构强度偏小,还应进行进一步优化和改进。

关键词：核电厂用泵余热排出泵泵体承压件热冲击应力分析结构

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