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 667-672页

作者：安萍姚栋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

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。... 详细信息

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。利用NACK程序计算了不带反射层二维VVER-1000、三维两群VVER-440和带不连续因子的二维基准题。计算结果表明,有效增殖因数keff的误差均小于50pcm,组件功率分布最大相对误差小于2%,验证了程序的正确性。

关键词：保角变换格林函数横向积分源迭代

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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

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原子能科学技术 2023年第1期57卷 185-191页

作者：姜露张丽屏傅孝龙孙英学刘文进杨宇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

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 详细信息

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。

关键词：压力容器主密封瞬态条件主螺栓应力密封分离量累积塑性变形

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反应堆系统遇水下爆炸载荷环境与关键设备陆地冲击试验载荷匹配研究

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 119-128页

作者：熊夫睿张文正刘帅袁志豪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

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载... 详细信息

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。

关键词：反应堆系统水下爆炸载荷环境陆地冲击试验载荷匹配

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管束结构的流致振动特性研究

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原子能科学技术 2015年第1期49卷 51-57页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄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

为研究管束结构的流致振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了正方形顺排排列弹性管束流固耦合系统的三维数值模型,并研究了不同弹性管束模型的流体力及振动响应特性... 详细信息

为研究管束结构的流致振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了正方形顺排排列弹性管束流固耦合系统的三维数值模型,并研究了不同弹性管束模型的流体力及振动响应特性。结果表明,管束结构的排列方式对流体力及动力学响应有很大的影响,5管模型能基本反映弹性管束的振动特性,而单管模型预测的临界速度较大,却可定性反映节径比为1.5正方形管束的流致振动特性。

关键词：管束流致振动流体弹性不稳定性

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蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的动力学响应研究

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原子能科学技术 2018年第2期52卷 269-275页

作者：蔡逢春黄旋沈平川叶献辉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

泵致脉动压力是核电站中引起主设备部件疲劳失效的主要原因之一。本文建立了蒸汽发生器传热管的泵致脉动压力载荷表达式,并建立不同弯曲半径的传热管有限元模型,对蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的动力学响应进行了研究。结果表... 详细信息

泵致脉动压力是核电站中引起主设备部件疲劳失效的主要原因之一。本文建立了蒸汽发生器传热管的泵致脉动压力载荷表达式,并建立不同弯曲半径的传热管有限元模型,对蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的动力学响应进行了研究。结果表明:34、64、94、114、124、144排传热管附近的频率、振型对泵致脉动压力最为敏感;包络泵致脉动压力作用下,最大应力出现在32排传热管上;传热管在泵致脉动压力载荷作用下,泵致脉动压力载荷的轴频频率对结构响应的贡献最大。本文分析结果为蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的磨损分析提供了参考。

关键词：传热管脉动压力谐响应流致振动

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传热管在内外流体及间隙作用下的非线性振动特性

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原子能科学技术 2017年第1期51卷 133-138页

作者：冯志鹏兰彬臧峰刚张毅雄曾忠秀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

考虑轴向伸长引起的几何非线性和间隙支撑非线性,利用尾流振子模型模拟了流体力的变化及传热管振动的耦合,基于力平衡法建立了传热管在内外流体和间隙支撑作用下的非线性运动方程,采用4阶Runge-Kutta算法计算了耦合系统的动力学响应,研... 详细信息

考虑轴向伸长引起的几何非线性和间隙支撑非线性,利用尾流振子模型模拟了流体力的变化及传热管振动的耦合,基于力平衡法建立了传热管在内外流体和间隙支撑作用下的非线性运动方程,采用4阶Runge-Kutta算法计算了耦合系统的动力学响应,研究了传热管在内外流体和间隙支撑作用下的非线性响应特性,得到了不同内流速度下以外流速度为分叉参数的分叉图。结果表明,内流速度对有支撑间隙的传热管耦合系统的动力学特性有重要影响。

关键词：非线性振动涡致振动分叉混沌运动尾流振子模型

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矩形通道轴向非均匀加热条件下的CHF研究

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原子能科学技术 2017年第7期51卷 1195-1201页

作者：王玮黄慧剑陈宝文陈曦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

针对已有的计算均匀加热条件下的临界热流密度(CHF)的关系式,如Sudo93、Sudo96、Knoebel公式以及W3公式,加以非均匀条件的考虑,推广到矩形通道工况下,并用计算非均匀加热条件的沸腾长度法和F因子法对其进行修正。针对中国先进研究堆(CA... 详细信息

针对已有的计算均匀加热条件下的临界热流密度(CHF)的关系式,如Sudo93、Sudo96、Knoebel公式以及W3公式,加以非均匀条件的考虑,推广到矩形通道工况下,并用计算非均匀加热条件的沸腾长度法和F因子法对其进行修正。针对中国先进研究堆(CARR)的实际运行工况,运用修正后的计算结果与CARR的实验值进行比较。结果表明,通过F因子修正后的Sudo系列公式计算结果与实验值符合良好,从而能够较好地预测CARR的CHF现象。

关键词：矩形通道非均匀加热临界热流密度 F因子

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数字化反应堆高保真中子学程序SHARK研发

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原子能科学技术 2022年第2期56卷 334-342页

作者：张宏博赵晨彭星杰赵文博陈长李庆于颖锐宫兆虎曾未刘琨饶俊杰王博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

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法... 详细信息

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法开展堆芯层面非均匀输运计算。目前该程序的定态微观问题计算能力已建立完毕。数值结果显示,SHARK程序对于商用压水堆相关基准问题具有良好的计算精度和效率。

关键词：数字化反应堆共振计算全堆输运 VERA基准题 SHARK程序

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双弹性管流固耦合振动的数值模拟

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原子能科学技术 2014年第8期48卷 1428-1434页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄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

为研究反应堆结构中诸如燃料棒、蒸汽发生器和其他换热器等管束类结构的流固耦合振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了三维流体诱发弹性管束振动的数值模型,实现了... 详细信息

为研究反应堆结构中诸如燃料棒、蒸汽发生器和其他换热器等管束类结构的流固耦合振动问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,建立了三维流体诱发弹性管束振动的数值模型,实现了计算结构动力学与计算流体力学之间的双向耦合。得到横流作用下单管的振动响应,并与已有的实验数据比较,证明了本文模型的合理性;对横流作用下的两串列管、两并列管的流固耦合振动进行了数值模拟,着重研究了节径比为1.2、1.6、2、3、4的两弹性管在不同流速作用下的动力学响应及流场特性;得到串列管、并列管的临界间距与临界流速。

关键词：流固耦合振动大涡模拟管束有限元方法

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熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析

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原子能科学技术 2016年第1期50卷 54-60页

作者：朱大欢邓坚陈彬张丹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

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外... 详细信息

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。

关键词： SCDAP/RELAP5程序模块式小型堆严重事故熔融物压力容器内滞留

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