检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第S02期43卷 182-188页

作者：李浩李燕何培峰余志伟胡朝威王庆田夏欣赵伟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

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间... 详细信息

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间的因果关系链条,确立了RVI设计需满足的功能需求条目。同时基于RVI的功能需求及国内外堆型的经验反馈,对重要的功能需求条目确立了量化评价准则,通过量化指标以规范RVI设计。通过RVI设计方法的研究确立了华龙一号RVI的10个方面的共72条功能需求条目,同时通过分析计算确定了各项分析的量化评价准则,为各项分析计算提出了明确的指标。该方法实现了RVI的正向设计,涵盖其全寿期的功能需求,保证了RVI设计的可靠性和安全性。

关键词：堆内构件(RVI) 正向设计需求分析量化评价准则

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非线性能量阱的曲梁设计研究

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振动与冲击 2024年第22期43卷 53-61页

作者：郑智伟黄修长华宏星袁志豪杨咏上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心上海200031 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

非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复... 详细信息

非线性能量阱(nonlinear energy sink,NES)在减振和能量采集领域具有重要价值。尽管立方刚度NES及含立方刚度的双稳态NES已受广泛研究,但精确实现指定立方刚度的方法鲜有讨论。为此针对基于欧拉曲梁实现的NES开展研究,通过减小曲梁回复力与一个特定的理想非线性回复力之间的相对偏差,来实现NES中精确的立方刚度。基于欧拉梁理论得到圆弧梁和折线梁的初始刚度公式,用于设计曲梁长度。基于有限元方法求解了不同曲梁形状的非线性回复力,确定了能够实现立方刚度的圆弧梁和折线梁形状,并得到了满足相对偏差要求的临界位移拟合公式。基于以上两个公式总结出一套快速设计曲梁的方法,通过合理调节形状和截面尺寸使曲梁的回复力在需要的变形区间内逼近于理想非线性回复力。与有限元仿真进行对比,推导的解析公式可以对大初始挠度曲梁的初始刚度进行精确计算,设计出的NES回复力与目标之间的相对偏差绝对值小于1%。该设计方法有助于更精准、高效地设计NES,为曲梁实现非线性弹簧提供了新的设计方法。

关键词：欧拉曲梁非线性能量阱(NES) 立方刚度非线性回复力

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华龙一号反应堆压力容器下封头高温蠕变研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 202-207页

作者：杨立才邱天杨志海尹祁伟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

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温... 详细信息

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温蠕变数据,联合数值模拟和理论分析,对HPR1000 RPV下封头高温蠕变问题进行了系统的研究。首先建立了RPV下封头材料高温蠕变本构模型。利用ANSYS软件开展了高温及内压载荷作用下的下封头高温蠕变数值模拟研究,获得了下封头蠕变应变和蠕变应力分布。此外,首次针对RPV下封头高温蠕变问题进行了理论研究。结果表明,RPV下封头高温蠕变主要发生在温度高于450℃的区域;在严重事故工况下,HPR1000 RPV下封头不会发生高温蠕变失效;内压增大将导致RPV塑性失效范围扩大;RPV下封头稳态蠕变理论分析结果与数值模拟结果相吻合,理论分析结果揭示了RPV下封头分层失效现象。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 下封头高温蠕变数值模拟理论研究

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堆内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 93-98页

作者：王浩煜秦勉蒲曾坪朱发文冉仁杰苗一非袁攀刘孟龙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

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系... 详细信息

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。

关键词：燃料组件板弹簧压紧力辐照松弛

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基于OPTIMUS的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析

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核动力工程 2022年第S02期43卷 171-176页

作者：袁艳丽张毅雄叶献辉王碧浩李柄锦杨康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

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主... 详细信息

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主泵进口接管嘴弯矩对SG下部水平支承的间隙的敏感性较高。相关敏感性分析方法与分析流程可推广至核动力装置其他系统与设备,为RCS的可靠性分析参数选取及优化设计改进提供定量分析手段与数据支持。

关键词：反应堆冷却剂系统(RCS) 地震响应敏感性分析

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基于平衡冷凝模型的超临界CO_(2)压缩机内部冷凝数值分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 165-172页

作者：陈来杰卢川沈昕易经纬李洋欧阳华杜朝辉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

超临界二氧化碳(sCO_(2))布雷顿循环是第四代核反应堆能量转换系统主要解决方案之一,实际运行中,压缩机内sCO_(2)可能发生凝结,导致效率降低,运行稳定性受到影响。本文结合Span-Wagner物性模型,建立了sCO_(2)的平衡冷凝数值模型,对sCO_... 详细信息

超临界二氧化碳(sCO_(2))布雷顿循环是第四代核反应堆能量转换系统主要解决方案之一,实际运行中,压缩机内sCO_(2)可能发生凝结,导致效率降低,运行稳定性受到影响。本文结合Span-Wagner物性模型,建立了sCO_(2)的平衡冷凝数值模型,对sCO_(2)压缩机进行数值模拟,分析了sCO_(2)冷凝的主要区域、成因及影响。结果表明,sCO_(2)的凝结主要受流速影响,发生于压缩机主叶片前缘吸力面的50%叶高以上区域及前缘间隙内近压力面区域,前一区域由sCO_(2)的局部加速所致,后一区域由叶顶间隙泄漏所致;在给定工况下,冷凝区域很小,未扩展到整个通道,冷凝的sCO_(2)很少,未形成两相流,对压缩机运行的影响很小。

关键词：超临界二氧化碳(sCO_(2)) 离心压缩机数值计算冷凝

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大长径比干道钠热管启动特性实验研究

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核动力工程 2025年

作者：许俊余红星邓坚刘余张牧昊夏孝辉中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都理工大学核技术与自动化工程学院

为了对热管堆的研发提供支撑，本文设计并搭建了高温压缩空气冷却实验平台，对大长径比干道钠热管的启动特性开展实验研究。实验结果表明：(1)热管启动过程前期高温压缩空气提高了冷凝段温度，有利于热管内部钠蒸气形成连续流动，加快... 详细信息

为了对热管堆的研发提供支撑，本文设计并搭建了高温压缩空气冷却实验平台，对大长径比干道钠热管的启动特性开展实验研究。实验结果表明：(1)热管启动过程前期高温压缩空气提高了冷凝段温度，有利于热管内部钠蒸气形成连续流动，加快热管冷态启动的速度；(2)启动过程中为冷凝段预热，钠蒸气温度得到提升，可以有效避免遭遇声速极限现象，提高热管成功启动的概率。本文实验结果可为大长径比干道钠热管冷态启动方式的优化提供数据与理论支持。

关键词：热管堆大长径比干道钠热管启动特性高温压缩空气冷却实验

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CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

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核动力工程 2021年第1期42卷 80-85页

作者：肖鹏刘宏春何正熙赵阳李伟唐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成都610213

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆... 详细信息

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。

关键词： CENTER 定期试验反应堆保护系统

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成核密度模型对弧形表面CHF的影响

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核动力工程 2021年第4期42卷 56-62页

作者：李丹杨戴博李昆黎刚贾艺歌姚璋李昂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

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器(RPV)下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Flu... 详细信息

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器(RPV)下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Fluent软件进行RPV外部冷却的临界热流密度(CHF)数值计算,并通过实验对比发现Basu Warrier和Dhir研究的成核密度模型可以很好地应用于球形表面CHF计算。通过对比球形和椭球形下封头CHF,认为椭球形下封头的CHF特性与球形结构完全不同,并不能用球形结构的实验和计算结果去推测椭球形结构的数值和变化规律。

关键词：临界热流密度(CHF) 气泡成核密度球形表面椭球形表面

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锆合金包壳在微动磨蚀环境下的界面损伤行为

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中国表面工程 2022年第4期35卷 41-49页

作者：焦拥军李正阳蒲曾坪任全耀郑美银巫英伟秋穗正西安交通大学动力工程多相流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610213

锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V... 详细信息

锆合金燃料棒包壳在反应堆内会由于流致振动与定位格架发生微动磨蚀,现有研究并未考虑高温水环境下燃料棒包壳与格架之间的腐蚀加速磨损现象。通过微动磨损试验设备结合电化学工作站,研究不同外加电位(-0.8 V、-0.4 V、0 V、0.4 V和0.8V)下锆合金包壳的微动磨蚀行为。采用SEM、EDX、XPS、EPMA和三维光学显微镜对磨痕表面的微观形貌和化学成分等进行分析,探究不同外加电位下锆合金的摩擦氧化行为及微动损伤机理。结果表明:随着电位的增加,微动过程中的腐蚀电流增加,加速磨损过程中锆合金的氧化腐蚀,锆合金的微动损伤加剧。不同外加电位下磨痕表面均存在明显的犁沟及氧化物颗粒堆积,主要磨损机制为磨粒磨损和氧化磨损。随着外加电位的增加,锆合金的磨损深度和磨损率增加,这是因为电位的增加使得腐蚀加剧,从而磨损与腐蚀交互作用增强导致磨损率的增加。揭示了电位对锆合金包壳磨痕形貌、磨损量和摩擦腐蚀交互作用的影响规律,阐明了不同电位条件下锆合金的磨损机制,为锆合金包壳在长周期服役过程中磨损行为的分析和预测提供理论支撑。

关键词：锆合金电位微动磨蚀磨损机制

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