检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第5期40卷 41-45页

作者：蒋鸿周婧刘立志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

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量(NPSHr)较大,... 详细信息

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量(NPSHr)较大,需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验,确定了叶轮水力性能优化目标;以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量,选择多种组合方案进行计算,确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算.结果表明:相对原设计的叶轮,优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小,NPSHr大幅减小,内部流场更为合理,水力性能明显改善,优化方案满足预期目标。

关键词：主泵叶轮水力性能优化计算流体动力学(CFD)

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基于时域分析方法的平台结构疲劳强度分析

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科技视界 2021年第15期 217-220页

作者：韩元吉王浩煜秦勉岳题黄山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610241

文章基于Ansys Mechanical模块,运用APDL语言编写了导管架平台有限元建模、静力学分析、模态分析、瞬态动力学分析程序,分析了导管架平台在波浪载荷作用下的动力学响应,获得了导管架平台危险点的应力-时间历程曲线;基于Matlab编写雨流... 详细信息

文章基于Ansys Mechanical模块,运用APDL语言编写了导管架平台有限元建模、静力学分析、模态分析、瞬态动力学分析程序,分析了导管架平台在波浪载荷作用下的动力学响应,获得了导管架平台危险点的应力-时间历程曲线;基于Matlab编写雨流计数法程序,对危险点应力-间历程曲线进行雨流计数统计,提取应力幅值和平均应力,结合S-N曲线,计算了平台的疲劳损伤,估算得到了平台的疲劳寿命。

关键词：导管架平台时域方法动力学分析雨流计数法疲劳分析

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UMo-Zr单片式燃料板结构改进研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 172-176页

作者：殷明阳庞华唐昌兵李垣明郑乐乐袁攀赵艳丽岳慧芳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

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边... 详细信息

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边角的形状,研究芯体结构对辐照后温度场和应力场的影响。研究结果表明,辐照后的温度场和应力场对芯体厚度方向的尺寸变化最敏感;对芯体边角处进行倒角处理能够减小辐照后的米塞斯(MISES)应力峰值。

关键词： UMo-Zr单片式燃料板有限元方法结构改进

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模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究

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科技视界 2021年第15期 214-216页

作者：黄慧剑辛素芳王嘉赓徐良剑彭倩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

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份... 详细信息

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

关键词：模块式小型堆落棒 DNB

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基于GASFLOW的火焰加速准则改进

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科技视界 2021年第12期 99-102页

作者：彭欢欢邹志强武铃珺王小吉许幼幼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

福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普... 详细信息

福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普遍适用于核电厂低温低压的条件,对高温高压的情况不太适用。文章基于高温高压火焰加速理论研究,对GASFLOW程序中的火焰加速准则进行相关改进,并采用高温高压实验对其进行了验证,从而扩展其适用范围。

关键词：氢气高温高压火焰加速膨胀比

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稳压器安全阀在核电厂严重事故中的有效性分析

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科技视界 2021年第17期 54-57页

作者：赖建永王保平韩冰赵禹曾涛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

我国在役的M310型核电机组采用稳压器安全阀(SRV/PORV)的卸压功能延伸来完成严重事故下的卸压,避免高压堆芯熔融物喷射。由于SRV/PORV的结构特性,先导箱、电磁驱动装置在严重事故工况下的存在失效风险,且现场可靠电源的时效性不可控。... 详细信息

我国在役的M310型核电机组采用稳压器安全阀(SRV/PORV)的卸压功能延伸来完成严重事故下的卸压,避免高压堆芯熔融物喷射。由于SRV/PORV的结构特性,先导箱、电磁驱动装置在严重事故工况下的存在失效风险,且现场可靠电源的时效性不可控。文章基于上述技术障碍,对稳压器安全阀在严重事故下的有效性进行了分析,结果表明,采用国际上新型电磁驱动装置进行技术改进,可提高现有M310型核电机组应对严重事故的可用性及有效性,从而提高核电站应对严重事故的能力。

关键词：稳压器安全阀严重事故有效性分析

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安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

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地下核电站严重事故防护措施分析

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科技视界 2021年第10期 100-103页

作者：武铃珺张航张明邹志强向清安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

地下核电站是核电建设的一种新理念,拟将全部核岛建筑置于地下岩体中。严重事故防护是核电安全设计不可或缺的一环,是衡量第三代核电技术的重要指标,地下核电站相较于地面核电站,其严重事故防护具有独特的优势,如洞室提供多一重的放射... 详细信息

地下核电站是核电建设的一种新理念,拟将全部核岛建筑置于地下岩体中。严重事故防护是核电安全设计不可或缺的一环,是衡量第三代核电技术的重要指标,地下核电站相较于地面核电站,其严重事故防护具有独特的优势,如洞室提供多一重的放射性包容屏障,高位水池提供较大的非能动注入压头和充足水源等。文章从纵深防御多重屏障依次退防的角度介绍地下核电站严重事故对策的设置,分析与地面核电站的差异和收益。

关键词：地下核电站严重事故严重事故对策严重事故防护洞室

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耐事故包壳中子经济性分析

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中国核电 2021年第2期14卷 273-276页

作者：娄磊李满仓柴晓明于颖锐姚栋王连杰秦雪刘勇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

福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳。耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的“锆水”反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故... 详细信息

福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳。耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的“锆水”反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故。本文以传统压水堆组件锆合金包壳做对照,分析对比了热门耐事故包壳材料的中子经济性,不同包壳厚度下组件循环长度,以及固定包壳厚度时,达到要求的循环长度所需的燃料富集度。通过研究发现,包壳经济性由高到底排序为:SiC>SiC涂层>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS。研究结果对耐事故包壳用于压水堆核设计具有借鉴和指导意义。

关键词：耐事故包壳 “锆水”反应中子经济性包壳厚度燃料富集度

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堆内构件钴基合金激光增材制造工艺研究

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焊接技术 2021年第12期50卷 62-66页

作者：王留兵何大明王庆田鲁文斌赵伟曹奇峰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

针对钴基合金手工TIG堆焊出现的焊接质量问题,开展了钴基合金激光同轴送粉增材制造工艺研究,包括激光功率、送粉速率、扫描速度等工艺参数,采用了正交试验,以增材层的表面成形质量、稀释率、表面硬度作为评价指标。试验结果表明,激光增... 详细信息

针对钴基合金手工TIG堆焊出现的焊接质量问题,开展了钴基合金激光同轴送粉增材制造工艺研究,包括激光功率、送粉速率、扫描速度等工艺参数,采用了正交试验,以增材层的表面成形质量、稀释率、表面硬度作为评价指标。试验结果表明,激光增材层无损检验结果合格,硬度比手工TIG堆焊层硬度更均匀;摩擦磨蚀性能和耐腐蚀性能试验结果表明,激光熔覆层的性能优异。

关键词：堆内构件钴基合金激光增材制造组织性能

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