检索结果-内蒙古大学图书馆

哈尔滨工程大学学报 2024年第2期45卷 298-305页

作者：冯德玮延方泉韩宝华庞敏超黎义斌王岩兰州理工大学能源与动力工程学院甘肃兰州730050 沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司辽宁沈阳110869 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

为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环... 详细信息

为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环结构对转子动力学特性以其稳定性的影响。结果表明:转速和压差越大,涡动比对密封力的影响效果越显著,刚度系数、阻尼系数的绝对值呈增大趋势,转速对交叉刚度系数和交叉阻尼系数影响显著,平面密封和迷宫密封交叉刚度系数分别增加了6.92倍和4.13倍,交叉阻尼系数分别增加了15.4倍和6.25倍;压差对直接刚度系数影响明显,平面密封与迷宫密封直接刚度系数分别增加了6.2倍和9.1倍。同时迷宫密封对应的涡动系数Ω_(f)小于平面密封,稳定性优于平面密封结构。

关键词：口环密封刚度系数阻尼系数转子稳定性核主泵数值模拟动力特性口环结构

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自然循环条件下倒U型管蒸汽发生器一次侧倒流现象关键影响因素研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 40-46页

作者：王天石王宇轩赵鹏程王曦婕凌煜凡王雨晴朱恩平南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

倒U型管蒸汽发生器(UTSG)在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)中UTSG设计参数,利用计算流体力学(CFD)软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒... 详细信息

倒U型管蒸汽发生器(UTSG)在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置(PWR PACTEL)中UTSG设计参数,利用计算流体力学(CFD)软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒流现象,研究一次侧运行参数、UTSG设计参数以及二次侧运行参数对于倒流现象的影响。结果表明,提高UTSG一次侧温度、一次侧运行压力、倒U型管热导率将增大UTSG的临界质量流量,使得UTSG更易发生倒流;提高UTSG二次侧给水量、二次侧温度以及倒U型管内壁粗糙度将使得UTSG临界质量流量下降,抑制倒流现象发生;而倒U型管壁厚对倒流现象几乎无影响;相较于改变二回路温度,改变一回路温度对于倒流现象的影响更为显著。本研究结果可为UTSG的参数优化提供一定参考。

关键词：自然循环倒U型管蒸汽发生器(UTSG) 倒流计算流体力学关键影响因素

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高温钠热管在空气中泄漏实验研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 39-44页

作者：刘帅周源康明铭袁园杜政瑀何晓强胡伟四川大学物理学院辐射物理及技术教育部重点实验室成都610065 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 海军装备部成都610000

热管冷却反应堆中的高温金属钠发生泄漏后,会与空气反应产生燃烧甚至爆炸,危害堆芯安全。针对高温状态下热管钠泄漏存在实验稀少、现象不明等问题,本文开展了钠热管顶部泄漏模拟实验,将15 g钠放入不锈钢管加热至904.8℃,在湿度13.12 g/m... 详细信息

热管冷却反应堆中的高温金属钠发生泄漏后,会与空气反应产生燃烧甚至爆炸,危害堆芯安全。针对高温状态下热管钠泄漏存在实验稀少、现象不明等问题,本文开展了钠热管顶部泄漏模拟实验,将15 g钠放入不锈钢管加热至904.8℃,在湿度13.12 g/mL的湿润空气中打开,测量过程中用压力、温度变化衡量危险程度。结果为热管泄漏会发生燃烧产生黄色火焰,发出爆炸响声,反应室中检测到压力脉冲0.081 MPa,反应室最高升温192.1℃。实验结果(包括实验现象和泄漏过程分析)为后续热管冷却堆的设计和安全评估提供了参考。

关键词：高温钠热管实验研究泄漏燃烧

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基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

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核动力工程 2022年第2期43卷 189-193页

作者：喻恒王银丽何正熙黄有骏蒋天植林超杨振雷张宓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 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时... 详细信息

为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。

关键词： SCADE 倍增时间统计特性信号处理

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重载六自由度混联调姿平台设计与仿真

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机械科学与技术 2024年第10期43卷 1647-1653页

作者：李鸽李宇瓮松峰万浩罗大兵西南交通大学机械工程学院成都610031 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

为保证重型装备模块间的接口组对,针对低速重载且对接安装位置低的特殊工况,设计了一种结构紧凑且能实现六自由度运动的混联机构调姿平台。对调姿平台的运动机构和整体结构进行了设计,提出了一种由空间机构与平面机构相结合的六自由度... 详细信息

为保证重型装备模块间的接口组对,针对低速重载且对接安装位置低的特殊工况,设计了一种结构紧凑且能实现六自由度运动的混联机构调姿平台。对调姿平台的运动机构和整体结构进行了设计,提出了一种由空间机构与平面机构相结合的六自由度混联调姿平台;基于坐标变换理论进行运动学分析,建立出空间姿态变化与液压缸活塞杆运动关系的反解数学模型;利用MATLAB/Simulink建立反解理论模型,同时基于SimMechanics搭建参数化虚拟样机模型并与Simulink进行联合仿真。结果验证了运动学模型的正确性与运动机构的可行性。

关键词：重型装备调姿平台混联机构运动学分析 SimMechanics

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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用程序开发及验证

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原子能科学技术 2023年第7期57卷 1406-1415页

作者：辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧张牧昊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 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构... 详细信息

铅铋堆在设计时必须考虑蒸汽发生器传热管破裂事故,国内外已开展了相关实验、数值模拟研究。对于该事故,传统两流体程序已不满足,为此本文就铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故下铅铋-水相互作用行为,开展了池内铅铋-水相互作用理论、本构模型、数值算法研究,研制了专用程序,并采用已公开发布的相关实验数据进行程序验证。结果表明,所开发的模型、程序可较好地模拟铅铋-水相互作用行为。本文程序可为我国铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故分析与安全评价提供理论与技术支撑。

关键词：铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故铅铋-水相互作用程序开发程序验证

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904L不锈钢在不同气氛下微动磨损性能研究

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摩擦学学报 2023年第10期43卷 1128-1139页

作者：李好杰宁闯明李正阳任全耀粟敏蔡振兵西南交通大学机械工程学院摩擦学研究所四川成都610031 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

在可控气氛微动磨损试验设备上,开展了904L不锈钢在不同温度和环境介质(常温大气、常温二氧化碳、350℃大气、350℃二氧化碳)下的微动磨损试验.分析了其摩擦学界面损伤机制和摩擦化学行为.结果表明,常温条件下微动运行于完全滑移区,磨... 详细信息

在可控气氛微动磨损试验设备上,开展了904L不锈钢在不同温度和环境介质(常温大气、常温二氧化碳、350℃大气、350℃二氧化碳)下的微动磨损试验.分析了其摩擦学界面损伤机制和摩擦化学行为.结果表明,常温条件下微动运行于完全滑移区,磨损机制主要是分层剥落和氧化磨损;350℃条件下微动运行于混合区,大气环境下的磨损机制主要是黏着磨损和氧化磨损,二氧化碳环境下的磨损机制主要是黏着磨损.常温时二氧化碳较大气环境的磨损量减小,温度升高至350℃时磨损量显著减小.

关键词： 904L不锈钢微动磨损二氧化碳磨损机制

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工质压力及蠕变对冷变形310S不锈钢在超临界水环境下的应力腐蚀开裂行为影响研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 108-116页

作者：苏豪展王鹏张乐福上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料,为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究,特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法,测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩... 详细信息

310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料,为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究,特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法,测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩展速率,分析了工质压力、高温蠕变等因素对310S开裂行为的作用。结果显示:超临界水或高温蒸汽的压力变化对310S不锈钢在500℃下的开裂行为的影响较为有限,冷变形作用促进材料的裂纹扩展,材料的高温蠕变行为在超临界水中对应力腐蚀开裂过程中具有较为重要的加速作用,特别是对于高冷变形和高载荷条件下的材料。本研究丰富了超临界水环境下310S的应力腐蚀裂纹扩展速率的数据,证明了提高材料的抗蠕变性能是优化包壳材料服役性能的重要手段之一,包壳设计制造的过程中应当避免较大幅度的冷变形。

关键词：超临界水冷堆 310S 应力腐蚀开裂蠕变冷变形

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基于CFD方法的高温热管特性研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 70-76页

作者：余清远赵鹏程马誉高南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

高温热管运行特性的分析与预测,对热管设计和应用具有重要意义。为分析高温热管内两相流动传热特性,首先建立钠热管的计算流体力学(CFD)分析模型,并对模型计算值与钠热管稳态实验数据进行对比校核,模拟结果与实验测点温度的绝对误差小... 详细信息

高温热管运行特性的分析与预测,对热管设计和应用具有重要意义。为分析高温热管内两相流动传热特性,首先建立钠热管的计算流体力学(CFD)分析模型,并对模型计算值与钠热管稳态实验数据进行对比校核,模拟结果与实验测点温度的绝对误差小于40℃,相对误差在5%以内;其次,利用本文模型与方法对不同传热功率和倾角下的热管内部流场特性进行分析研究。研究表明,均匀加热条件下,蒸气腔内的速度在蒸发段接近线性变化,而在冷凝段,气体流速减小致使压强回升,同时,蒸气的流动压降和速度随加热功率增加呈下降趋势;在热管水平和倾角运行工况,热管内两相流动压降中液相压降均占主导;而气液间剪切效应中,气体流动速度为主导效应。本文模型可为热管堆等高温热管应用领域提供热管设计与分析方法。

关键词：高温热管计算流体力学(CFD) 温度场两相流场

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基于格子Boltzmann的LBE环境下F-M钢氧化腐蚀行为的数值模拟研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 196-201页

作者：吴佳玥罗英杜华王留兵吴冰洁朱明冬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

铅冷快堆的冷却剂介质液态铅铋共晶合金(LBE)会对反应堆结构材料产生严重的腐蚀作用。铁素体-马氏体钢(F-M钢)作为反应堆结构候选材料,在控氧LBE中会发生氧化腐蚀,生成典型的双层氧化膜结构。为了设计高可靠性反应堆结构,预测F-M钢在LB... 详细信息

铅冷快堆的冷却剂介质液态铅铋共晶合金(LBE)会对反应堆结构材料产生严重的腐蚀作用。铁素体-马氏体钢(F-M钢)作为反应堆结构候选材料,在控氧LBE中会发生氧化腐蚀,生成典型的双层氧化膜结构。为了设计高可靠性反应堆结构,预测F-M钢在LBE环境下的材料寿命,本文基于格子玻尔兹曼(LBM)方法,模拟了氧化腐蚀过程中多组分传输、氧化反应、固液相变等腐蚀现象,建立了不锈钢在LBE中的氧化腐蚀模型。计算得到的模拟结果与试验数据吻合较好,建立的模型可以解释扩散和反应过程在氧化过程中的作用。开发的格子Boltzmann模型可以用于研究介观尺度氧化膜生长。

关键词：铅铋共晶合金(LBE) 氧化腐蚀格子Boltzmann

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