检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第2期40卷 49-52页

作者：陈纠蔡龙奇刘佳刘立志黄伟李毅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

随着减振需求的不断提高,世界各国针对泵类设备开展了较为深入的振动控制技术研究,浮筏隔振、主动隔振等振动控制措施得到了不同程度的应用。根据泵类设备振动控制需求,本文提出了一种泵集中布置、浮筏隔振与主动隔振相结合的主被动混... 详细信息

随着减振需求的不断提高,世界各国针对泵类设备开展了较为深入的振动控制技术研究,浮筏隔振、主动隔振等振动控制措施得到了不同程度的应用。根据泵类设备振动控制需求,本文提出了一种泵集中布置、浮筏隔振与主动隔振相结合的主被动混合减振技术——主动浮筏隔振技术,以隔离泵宽频振动幵抑制特征线谱。通过开展固有频率分析、减振效果分析等对主动浮筏隔振技术可行性迚行了验证。分析结果表明,主动浮筏隔振减振效果良好。

关键词：振动控制浮筏隔振主动隔振

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反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的控制

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核动力工程 2012年第4期33卷 67-71页

作者：王庆田李燕李娜许斌蒋兴钧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

针对核电厂反应堆堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表... 详细信息

针对核电厂反应堆堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表套管柱无缺陷存在;焊接变形量大大减少,位置度、尺寸精度均符合设计要求。

关键词：核电厂仪表套管焊接变形控制

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管束间两相流的流场及流动特性计算方法研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 138-141页

作者：黄旋姜乃斌齐欢欢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

利用流体力学数值计算软件FLUENT,基于混合物模型对气-液两相流体绕等间距排列圆管流动进行数值模拟,得到不同工况中心圆柱的升阻力时程和整个计算域的流动特性。通过计算发现,对于气-液两相流绕等间距排列圆管流动而言,中心圆柱的升阻... 详细信息

利用流体力学数值计算软件FLUENT,基于混合物模型对气-液两相流体绕等间距排列圆管流动进行数值模拟,得到不同工况中心圆柱的升阻力时程和整个计算域的流动特性。通过计算发现,对于气-液两相流绕等间距排列圆管流动而言,中心圆柱的升阻力均方值、极值和旋涡脱落频率均随着雷诺数增大而增大。并通过实验对模拟结果进行比较,验证了模拟结果的合理性。

关键词：气-液两相流数值模拟旋涡脱落

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基于输运计算方法的压水堆冷却剂^(16)N和^(17)N活化源项计算研究

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核动力工程 2013年第5期34卷 16-19页

作者：胡建军唐彬杨彬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

采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采... 详细信息

采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采用低泄漏或高泄漏堆芯装载方式的压水堆冷却剂16N和17N活化源项结果偏差很小。

关键词：输运方法压水堆冷却剂 16N和17N 活化源项

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主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

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核动力工程 2020年第5期41卷 70-73页

作者：郑连纲白晓明石凯凯杜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610213

在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明,该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容... 详细信息

在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明,该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容器安全性能的影响,可以用于核电厂在运行中发生类似问题时判断反应堆能否继续运行。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 主螺栓密封性能应力疲劳

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浮动核电站系统典型用泵动力吸振器的设计

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核动力工程 2020年第1期41卷 75-78页

作者：刘佳刘立志蔡龙奇陈纠黄伟王禹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

浮动核电站系统典型用泵(典型泵)在系统运行期间振动线谱突出,加大了整个系统的振动水平。本文以典型泵在49 Hz处的振动特征线谱为控制对象,开展动力吸振器的设计研究。结合系统运行环境、吸振器吸振原理、安装方式等多方面因素,初步提... 详细信息

浮动核电站系统典型用泵(典型泵)在系统运行期间振动线谱突出,加大了整个系统的振动水平。本文以典型泵在49 Hz处的振动特征线谱为控制对象,开展动力吸振器的设计研究。结合系统运行环境、吸振器吸振原理、安装方式等多方面因素,初步提出吸振器设计参数,并探讨吸振器几何参数、质量、阻尼对吸振频率的影响;建立典型泵的动力吸振器有限元模型,验证动力吸振器的吸振效果,并分析吸振器质量、阻尼、安装个数对吸振性能的影响。结果表明:动力吸振器满足在8~400Hz的频率范围内可调,加装动力吸振器后典型泵在49 Hz处的振动线谱控制效果可达到7.3 dB。

关键词：特征线谱泵动力吸振

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主管道安注斜接管嘴应力指数计算研究

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核动力工程 2014年第S1期35卷 138-141页

作者：卢喜丰艾红雷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

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验... 详细信息

以压水堆核电机械设备设计和建造规范RCC-M中应力指数的定义为基础,提出一种应力指数的有限元计算方法。采用有限元软件ANSYS建立一垂直支管连接的有限元模型,计算该支管连接的应力指数。通过与RCC-M中规定的支管连接应力指数的比较,验证应力指数计算方法的正确性。。

关键词：应力指数有限元安注斜接管嘴

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衰变对严重事故条件下裂变产物释放及场外剂量评价影响分析

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核动力工程 2018年第5期39卷 176-180页

作者：王军龙刘嘉嘉吕焕文李兰谭怡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

介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上,选取对人员剂量贡献最大的几种核素,计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下,... 详细信息

介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上,选取对人员剂量贡献最大的几种核素,计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下,各核素向环境累积释放活度及场址边界500 m处的全身剂量和甲状腺剂量的大小,并分析了衰变对累积释放活度和剂量评价的影响。结果表明:衰变对裂变产物向环境累积释放活度的影响与核素半衰期及事故后开始向环境释放时间有关;半衰期越短,裂变产物开始向环境释放时间越晚,衰变的影响越明显;从场外剂量分析,衰变对全身剂量的影响较甲状腺剂量的影响更明显。

关键词：三代核电厂严重事故累积释放活度剂量评价

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稠密栅堆芯大破口失水事故特性分析

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核动力工程 2014年第2期35卷 17-20页

作者：黄代顺付冉申亚欧吴丹余红星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

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳... 详细信息

稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳峰值温度相比喷放阶段的包壳峰值温度更高;堆芯燃料棒中心距与燃料棒外径比值(p/d)对于包壳峰值温度的影响很大;堆芯功率密度的提高会使得对安注流量的需求大大增强。从安全分析的角度来看,不推荐堆芯p/d设计小于1.10。

关键词：稠密栅破口事故 RELAP5 TIGHT 包壳峰值温度

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三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 203-206页

作者：任春明杜思佳邓坚吴清辛素芳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

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研... 详细信息

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。

关键词：三代核电热管段温度搅混温度测量

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