检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第3期41卷 202-207页

作者：王岩余红星郭艳磊严明宇隋海明张玉龙任云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 兰州理工大学兰州730050

基于雷诺时均N-S方程和重整化群(RNG)k-ε湍流模型,研究分析了轴流泵在常温清水和液态铅-铋合金(LBE)介质下的水力性能和压力脉动特性及其分布规律。结果表明:按照常温清水介质水力设计方法及相关经验系数完成的轴流泵的水力设计方案,在... 详细信息

基于雷诺时均N-S方程和重整化群(RNG)k-ε湍流模型,研究分析了轴流泵在常温清水和液态铅-铋合金(LBE)介质下的水力性能和压力脉动特性及其分布规律。结果表明:按照常温清水介质水力设计方法及相关经验系数完成的轴流泵的水力设计方案,在LBE介质条件下,泵扬程和效率相对有所提高,随着流量增大,扬程明显增加;泵内边界层脱流现象明显减弱;泵叶轮进口监测点的压力系数脉动主频为81 Hz,与叶片转频相等,在2倍以及3倍叶频处出现次频谐波;介质粘性的差异不影响叶轮进口处的压力脉动系数幅值,介质密度即惯性力与泵叶轮进口压力脉动幅值呈线性正相关。

关键词：铅-铋合金介质(LBE) 物性参数轴流泵水力性能压力脉动

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基于CFD方法的阀门传热仿真分析

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阀门 2024年第5期 616-619页

作者：曹思民陈志辉王保平杨灵均侯丽强金远张峰李颀铭赵亮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 沈阳农业大学辽宁沈阳110000 中国船舶渤海造船厂辽宁大连125000

某核电厂蒸汽隔离阀长期处于蒸汽环境下,伴随高温、高湿状态,可能会导致阀门内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。考虑到阀门内部温度场不能有效的通过实验方法进行测量,且数值计算(CFD)能通过精细化的后处理,将数值求解结果形象直... 详细信息

某核电厂蒸汽隔离阀长期处于蒸汽环境下,伴随高温、高湿状态,可能会导致阀门内部温度过高,引起阀门电装无法正常动作。考虑到阀门内部温度场不能有效的通过实验方法进行测量,且数值计算(CFD)能通过精细化的后处理,将数值求解结果形象直观地表示出来,以便于理解,因此本次对于阀门内部温度分布及散热优化问题的分析,采用CFD方法开展。结合本次阀门内部流场分布及温度场分布的实际情况,本次热工流体数值模拟采用非结构化网格开展数值模拟计算。通过本次计算分析蒸汽隔离阀的传热情况,判断阀门在高温流体下电机的可用性。经数值模拟仿真分析,结果显示配有散热翅片的闸阀有效地降低了闸阀阀体上端的温度,阀门在常开状态下,虽处于高温蒸汽中,也能保证电装的可用性。

关键词： CFD 蒸汽隔离阀 k-ω模型非结构化网格 FLUENT

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基于差分电感的分体式压力/差压测量系统研究

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自动化仪表 2024年第9期45卷 27-31,37页

作者：刘丹会汪达朱加良徐涛陈耀王三义余俊辉李卓玥李红霞秦越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 中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴314300 上海星申仪表有限公司上海200122

随着安全级压力/差压变送器在核工业领域的广泛应用,提高其中传感器的可靠性已成为发展重点。对国内外核安全级压力/差压测量技术进行了深入研究。采用易远传的电感式传感器结构,设计了一种基于差分电感原理的安全级分体式压力/差压测... 详细信息

随着安全级压力/差压变送器在核工业领域的广泛应用,提高其中传感器的可靠性已成为发展重点。对国内外核安全级压力/差压测量技术进行了深入研究。采用易远传的电感式传感器结构,设计了一种基于差分电感原理的安全级分体式压力/差压测量系统。阐述了测量系统中传感器和信号处理装置的详细设计方案,并对测量电路的设计进行了分析。通过分体式的设计方案,可有效提高测量设备的耐事故性能。该方案可为国内高可靠核级压力变送器产品的研发奠定基础,适用于核级压力、液位和流量信号的测量。该方案也适用于其他恶劣环境条件下非核测量领域的变送器产品研发。

关键词：核电厂差分电感分体式压力/差压测量变送器安全级耐事故

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基于CFD的船舶水动力计算收敛性分析

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造船技术 2023年第2期51卷 10-17页

作者：张皓郝承明曲自信喻巧焦甲龙中国核动力研究设计院四川成都610213 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 华南理工大学土木与交通学院广东广州510641

为基于计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)的单体船型水动力性能计算参数提供参考依据,开展相关的收敛性分析。采用CFD数值计算,分析网格尺度、湍流模型和时间步长对于船舶水动力计算的收敛性影响,提出基于CFD的船舶水... 详细信息

为基于计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)的单体船型水动力性能计算参数提供参考依据,开展相关的收敛性分析。采用CFD数值计算,分析网格尺度、湍流模型和时间步长对于船舶水动力计算的收敛性影响,提出基于CFD的船舶水动力计算优化参数模型,并以水池模型试验验证所提方案的准确性。采用船长2.83%的非结构化网格进行流体计算域网格划分,采用Realizable k-ε湍流模型,计算时间步长取波浪遭遇周期Te的1/200,可更加合理地模拟船舶在规则波中的运动响应,为基于CFD的船舶阻力与耐波性计算提供确定依据。

关键词：单体船收敛性分析静水阻力船舶耐波性计算流体动力学

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排放载荷分析方法合理性论证及关键影响因素研究

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核技术 2020年第4期43卷 39-44页

作者：吴丹王杰杜思佳方红宇喻娜中国核动力研究设计院成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

在自主化三代核电厂的设计中,为了满足超压保护功能,一般会使用较为先进的先导式安全阀。先导式安全阀较以前M310电厂的阀门,具有开启时间更短等特点。三代核电厂的稳压器安全阀如果在某些情况下开启,其上游水封将会对下游排放管道造成... 详细信息

在自主化三代核电厂的设计中,为了满足超压保护功能,一般会使用较为先进的先导式安全阀。先导式安全阀较以前M310电厂的阀门,具有开启时间更短等特点。三代核电厂的稳压器安全阀如果在某些情况下开启,其上游水封将会对下游排放管道造成非常大的冲击力。因此,排放载荷分析是先进的三代电厂的稳压器排放管线设计中的一个关键性技术,只有掌握了排放载荷分析方法,才能为应力计算提供可靠参考,进而对管线设计、管道支撑布置的合理性进行论证。使用RELAP5程序进行热工水力计算,对输出信息进行合理的处理可获得载荷计算结果。本文将对该分析方法的合理性进行验证,并且在此基础上,选取对载荷影响非常关键的因素,包括:阀门开启时间、水封温度、水封体积等进行研究,为载荷优化提供合理性建议。

关键词：排放载荷阀门开启时间水封温度水封体积

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核电厂核仪表系统安装与布置影响分析

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 173-177页

作者：王银丽罗炜李文平胡劲赵俊郑帅黄有骏张芸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 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析。在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准... 详细信息

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析。在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准确监测和可靠运行,从而发挥核仪表系统在核电厂运行中的重要作用。

关键词：核仪表系统探测器安装布置

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CFD-半解析模型混合的管束结构流弹失稳预测方法

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应用数学和力学 2021年第3期42卷 248-255页

作者：赵燮霖冯志鹏蔡逢春叶献辉周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安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成都610200

横向流作用下管束结构传统流弹失稳模型的建立或多或少需要获取实验流体力参数作为输入条件.因此非常需要开发一种不依赖实验数据的管束结构流弹失稳模型.该文提出了一种改进的CFD仿真与半解析方法混合的管束结构流弹失稳预测方法.采用... 详细信息

横向流作用下管束结构传统流弹失稳模型的建立或多或少需要获取实验流体力参数作为输入条件.因此非常需要开发一种不依赖实验数据的管束结构流弹失稳模型.该文提出了一种改进的CFD仿真与半解析方法混合的管束结构流弹失稳预测方法.采用CFD仿真方法获取半解析模型中关键的相位延迟函数,并根据速度将其表示为简单的分段函数.最终预测了横向流作用下间距比为1.375的平行三角形与正三角形管束结构的流弹失稳阈值,预测结果与文献中的实验结果吻合良好.该文提出的CFD-半解析模型混合方法同样适用于其他管束结构的流弹失稳预测,为蒸汽发生器传热管流弹失稳现象的研究提供了一种时间成本较低的预测方法.

关键词：流弹失稳蒸汽发生器相位延迟 CFD 半解析模型

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铅冷反应堆容器外辐射场特性分析

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辐射防护 2024年第S01期44卷 13-17页

作者：翟梓安吴怡睿苗建新王霜李文瀚邓理邻陈鑫温兴坚余鸿核反应堆技术全国重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

铅冷反应堆作为第四代反应堆类型之一备受世界关注。由于铅冷却剂的中子、γ屏蔽性能与水截然不同,导致铅冷堆不同状态下反应堆容器外的辐射场情况与压水堆均有较大差别,压水堆的屏蔽设计经验不能直接应用于铅冷反应堆屏蔽设计。为满足... 详细信息

铅冷反应堆作为第四代反应堆类型之一备受世界关注。由于铅冷却剂的中子、γ屏蔽性能与水截然不同,导致铅冷堆不同状态下反应堆容器外的辐射场情况与压水堆均有较大差别,压水堆的屏蔽设计经验不能直接应用于铅冷反应堆屏蔽设计。为满足第四代反应堆先进经济的屏蔽设计要求,屏蔽设计也需要更加精细和高效,因此开展反应堆容器外辐射场特性分析具有重要意义。本文选取典型铅冷反应堆侧部结构,建立一维计算模型,利用RMC程序详细分析了正常运行及停堆状态下铅冷反应堆容器外围辐射场的情况。首先,通过对比分析铅冷反应堆与压水堆正常运行时容器外围中子、γ通量密度结果,明确正常运行时屏蔽设计需要解决的主要矛盾。同时,通过分析外围γ射线的主要贡献来源,确定γ射线产生位置和产生原因。然后,通过对比分析铅冷反应堆与压水堆在停堆状态下的堆芯源项和反应堆容器活化源项,以及停堆后反应堆容器外的辐射场结果,确定铅冷反应堆停堆状态下的外围辐射场的主要贡献来源。最后,结合铅冷反应堆正常运行及停堆状态的辐射场特性,提出了铅冷反应堆屏蔽设计的思路方法。本文得到的铅冷反应堆辐射场特性分析结论适用于快谱、混合谱铅冷反应堆的屏蔽设计,为铅冷反应堆高效、经济的屏蔽设计打下理论基础。

关键词：铅冷反应堆辐射场特性活化计算

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蒸汽发生器管束流弹失稳半解析模型、CFD-理论混合模型与数据驱动分析模型研究

蒸汽发生器管束流弹失稳半解析模型、CFD-理论混合模型与数据驱动...

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第十五届全国振动理论及应用学术会议（NVTA2023）

作者：赵燮霖周进雄冯志鹏西安交通大学机械振动与强度国家重点实验室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

蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,会在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。由于流弹失稳机理的复杂性,目前工程中大多使用经验公式与实验指导管束结构设计,致使相关研究精度有限且成本较高。因此亟需在前人的研究基础... 详细信息

蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,会在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。由于流弹失稳机理的复杂性,目前工程中大多使用经验公式与实验指导管束结构设计,致使相关研究精度有限且成本较高。因此亟需在前人的研究基础上,结合理论分析、数值模拟和数据驱动等多种研究手段,针对管束结构的流弹失稳现象开展研究。本文结合半解析频域模型,分别建立单根及多根弹性管在升力与曳力方向的流弹失稳半解析时域模型,实现对于流致振动时程响应的求解;结合数值模拟技术,建立CFD-半解析模型混合的理论模型,提供一种实验依赖性低的流弹失稳预测方法;结合机器学习与模态分解等数据驱动方法,分别实现对与管束排布方法的优化与非线性流致振动时程信息的预测。在管束结构的非线性流致振动问题中,还有大量现象需要给出合理解释、诸多问题需要学者们解决。希望通过深挖理论模型以解决质量问题,提高仿真技术以解决精度问题,发展数据驱动方法以解决冗杂问题。

关键词：管束结构流弹失稳半解析模型 CFD 数据驱动方法

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核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 183-187页

作者：赵耀霍雨佳王军余俊辉中国核工业集团有限公司北京100822 中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中核华晨建设有限公司西安712000

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,... 详细信息

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,证明了对安全级仪表开展在线监测的可行性。其次,通过对相关法规及标准的分析和研究,明确了核电厂安全级仪表在线监测技术的基本要求。最后,开展了在线监测系统技术的数据分析研究,对冗余仪表提出了等价平均算法,对非冗余仪表算法进行了分析并对多元状态估计模型(MSET)方法开展了基于电厂实际数据的建模验证,证明了该方法在核电厂应用的可行性。

关键词：核电厂在线监测安全级仪表

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