检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2021年第11期55卷 2048-2053页

作者：邢硕张坤陈平周毅尹春雨冯晋涛何梁苗一非惠永博王璐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

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立... 详细信息

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明:N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。

关键词：燃料棒性能分析程序研发与验证

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控制棒落棒时间分析软件CRAC的研发与验证

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原子能科学技术 2022年第7期56卷 1387-1394页

作者：马超周毅卢嘉川芦韡李云赵波陈浩马强秦勉郭晓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610213

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准... 详细信息

紧急停堆的落棒时间对反应堆安全至关重要。为适应华龙一号堆型的新型燃料组件设计,中国核动力研究设计院研制出一款落棒时间分析软件CRAC。采用一维流体力学公式结合经验机械阻力模型的方法,构建出CRAC软件理论框架,通过软件开发标准流程完成设计编码,并利用落棒试验数据开展了CRAC软件的验证。结果表明软件计算精度与保守性能满足华龙一号堆型安全停堆时间准则分析的需求。

关键词：控制棒组件落棒时间软件研发理论模型试验验证

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反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究

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原子能科学技术 2017年第11期51卷 2042-2048页

作者：张丽屏苏东川高世卿张瀛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

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的... 详细信息

本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。

关键词：反应堆压力容器内隅角接管嘴应力强度因子

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UN核芯TRISO包覆燃料颗粒性能分析

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原子能科学技术 2018年第2期52卷 283-289页

作者：李伟武小莉刘仕超王璐苗一非唐昌兵李文杰陈平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

为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响,基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证。利用本文模型对稳态运行及反应性引入... 详细信息

为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响,基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证。利用本文模型对稳态运行及反应性引入事故(RIA)工况下典型TRISO包覆燃料颗粒的性能进行了分析,结果表明,正常运行工况下SiC层能维持结构完整性,但IPyC层存在失效风险,需进一步优化TRISO包覆燃料颗粒的设计方案,而RIA工况下热膨胀是造成TRISO包覆燃料颗粒发生结构失效的主要原因。该模型能对轻水堆运行环境下的TRISO包覆燃料颗粒进行复杂的多物理场耦合性能分析,为进一步优化FCM燃料元件设计打下基础。

关键词： UN核芯 TRISO COMSOL 性能分析

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高温翅片管的长时蠕变屈曲分析及评定方法研究

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原子能科学技术 2022年第7期56卷 1356-1363页

作者：张瀛邝临源姜露杜娟刘贞谷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

由于翅片管处于高温环境和外压载荷下,需要考虑其发生蠕变屈曲失效的风险。本文对翅片管在高温环境下的蠕变屈曲分析及评定方法进行了研究,提出了一种基于塑性本构和蠕变本构的有限元长时蠕变屈曲分析方法,并通过数值拟合,获得了高温屈... 详细信息

由于翅片管处于高温环境和外压载荷下,需要考虑其发生蠕变屈曲失效的风险。本文对翅片管在高温环境下的蠕变屈曲分析及评定方法进行了研究,提出了一种基于塑性本构和蠕变本构的有限元长时蠕变屈曲分析方法,并通过数值拟合,获得了高温屈曲的失效评定图以及失效评定公式,提出了一种方便应用于工程的快速评定方法。针对翅片管结构,将该方法的评定结果与规范中的屈曲分析评定结果进行对比,验证了该方法的可行性。同时研究了在有压力波动的情况下,结构的临界屈曲时间与载荷历程的关系,为复杂结构和复杂载荷工况的蠕变屈曲分析奠定了基础。

关键词：翅片管蠕变屈曲临界屈曲时间有限元失效评定图

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基于耦合框架的多通道程序网格与接口模块开发

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原子能科学技术 2022年第S1期56卷 32-41页

作者：潘俊杰曾未强胜龙汤琪芬李治刚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

基于耦合框架开发耦合程序,采用框架实现耦合数据传递和流程控制,可以提高耦合程序的开发效率,并降低开发难度。本文根据反应堆多物理耦合框架的使用规范,开发了堆芯多通道程序的网格与接口模块,该模块能够读取堆芯功率场,计算并生成堆... 详细信息

基于耦合框架开发耦合程序,采用框架实现耦合数据传递和流程控制,可以提高耦合程序的开发效率,并降低开发难度。本文根据反应堆多物理耦合框架的使用规范,开发了堆芯多通道程序的网格与接口模块,该模块能够读取堆芯功率场,计算并生成堆芯热工网格与物理场,实现输入、输出与计算模块的封装与调用。采用RSG-GAS堆型建模与验证表明,多通道程序的网格模块能够正确生成各种尺度的网格和物理场,接口模块封装流程函数计算结果与原程序一致,能够正确读取功率场,生成并输出温度场与密度场。通过以上的模块开发,CORTH程序可以基于耦合框架灵活快捷地开发不同网格尺度物理程序的耦合程序。

关键词：多物理耦合开发框架 CORTH 接口模块

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压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

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原子能科学技术 2020年第6期54卷 1085-1091页

作者：邵雪娇谢海熊夫睿张毅雄杜娟艾红雷刘正谷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

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比... 详细信息

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响.考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著.将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性.

关键词：环境疲劳修正因子转换应变率应变增量

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超临界堆芯燃料管理程序Xpack的开发

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原子能科学技术 2015年第B5期49卷 434-437页

作者：卢迪夏榜样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

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPRO... 详细信息

针对超临界水冷堆(SCWR)开发了基于节块法的超临界堆芯燃料管理程序Xpack。该程序包含了中子学程序模块、热工水力程序模块以及物理-热工耦合计算流程构建模块,能实现每个燃耗步内的物理-热工耦合。将Xpack程序的计算结果与SRAC2K6/SPROD程序进行比较,结果表明,两者计算结果符合较好,Xpack程序的计算效率提高了60倍左右,证明该程序是高效、可靠的。

关键词：超临界水冷堆燃料管理节块法

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钛合金TA16弹塑性修正因子数值分析方法研究

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原子能科学技术 2020年第5期54卷 954-960页

作者：邵雪娇杜娟杨宇傅孝龙张瀛李辉郑连纲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

本文对核级规范提供的奥氏体不锈钢材料的弹塑性修正因子(KE)的各种敏感因素进行数值验算,确定了不锈钢材料Z2CND18.12(控氮)简化弹塑性疲劳分析所需KE与规范限值之间最小保守裕量为12%。基于钛合金TA16的单轴拉伸、应变循环和应力循环... 详细信息

本文对核级规范提供的奥氏体不锈钢材料的弹塑性修正因子(KE)的各种敏感因素进行数值验算,确定了不锈钢材料Z2CND18.12(控氮)简化弹塑性疲劳分析所需KE与规范限值之间最小保守裕量为12%。基于钛合金TA16的单轴拉伸、应变循环和应力循环试验,确立了TA16在30℃和350℃的Chaboche本构模型参数。基于TA16的本构模型参数,对TA16开展各种敏感因素下的弹塑性分析,并参考奥氏体不锈钢的KE表达式和Z2CND18.12(控氮)的KE最小保守裕量迭代计算出TA16的相关系数。TA16的相关系数A、B、C、m、n分别为1.37、1.26、1.37、2.0和0.25。

关键词：本构模型钛合金弹塑性修正因子

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测量和预测棒束CHF数据对比方法研究

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原子能科学技术 2016年第4期50卷 635-639页

作者：卢庆余红星张虹焦拥军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

通过采用子通道程序FLICA建模分析5×5棒束临界热流密度试验,并分别采用直接代入法(DSM)和能量平衡法(HBM)两种方法利用已有临界热流密度关系式获得计算的临界热流密度,并将计算的临界热流密度与试验获得的临界热流密度对比分析,探... 详细信息

通过采用子通道程序FLICA建模分析5×5棒束临界热流密度试验,并分别采用直接代入法(DSM)和能量平衡法(HBM)两种方法利用已有临界热流密度关系式获得计算的临界热流密度,并将计算的临界热流密度与试验获得的临界热流密度对比分析,探讨了棒束临界热流密度试验数据的处理方法。结果表明,在棒束临界热流密度试验数据与已有关系式计算数据的对比中,HBM是一种更合理的方法。

关键词：棒束临界热流密度直接带入法能量平衡法

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