检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第2期44卷 216-221页

作者：喻娜吴丹黄涛王泽锋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

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事... 详细信息

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽(或水)排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明:ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。

关键词：安全阀不同初因事件排放两相 ARSAC

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筒体支耳连接结构局部刚度计算及特性分析

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核动力工程 2023年第5期44卷 104-109页

作者：江小州廖国江叶献辉刘帅黄旋彭向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成都610213

核电厂反应堆系统中典型筒体支耳连接结构的局部刚度准确计算具有重要的工程意义。本文建立了筒体支耳连接结构的三维有限元模型,分析得到了有限元计算总位移,并给出由集中力和扭矩分别引起的梁式位移计算方法,从而求解梁式总位移,进而... 详细信息

核电厂反应堆系统中典型筒体支耳连接结构的局部刚度准确计算具有重要的工程意义。本文建立了筒体支耳连接结构的三维有限元模型,分析得到了有限元计算总位移,并给出由集中力和扭矩分别引起的梁式位移计算方法,从而求解梁式总位移,进而得到筒体支耳连接结构的局部刚度。通过建立筒体支耳连接结构的分解模型进行局部刚度计算,探讨了与整体模型局部刚度计算结果的差异。采用整体模型计算方法,选取不同的边界面进行局部刚度计算,得到了相应的局部刚度变化规律,同时通过调整支耳角度研究其对局部刚度特性的影响。本文研究可为筒体支耳连接结构工程设计提供参考。

关键词：筒体支耳连接结构梁式位移局部刚度边界面选取支耳角度

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空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

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核动力工程 2023年第4期44卷 17-24页

作者：黄迁明李兰柴晓明刘斌应栋川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

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计... 详细信息

空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻,为寻找合适的屏蔽方案,需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展,基于反应堆屏蔽设计原理,针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型,在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析,基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型,分析了各个方案的优缺点。结果表明,放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择,需要根据应用需求进行筛选;碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料;利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。

关键词：阴影屏蔽空间堆屏蔽限值屏蔽材料屏蔽结构屏蔽优化

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水下用机器人遥操作模式下主从端设备空间映射控制算法研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 204-209页

作者：杨俊豪王炳炎余志伟蒲耀洲李豪陈茜马山林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

为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制系统组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和... 详细信息

为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制系统组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和工作空间映射算法,并基于两种映射控制算法进行遥操作试验,综合对比试验结果。最后根据核电厂水下清洗任务需要,主要采取响应速度较快的关节空间映射算法用于遥操作模式下的主从端控制。

关键词：核电厂水下清洗机器人控制策略遥操作空间映射

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“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 134-140页

作者：卢喜丰王新军艾红雷吕勇波何风李柄锦张权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

核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行... 详细信息

核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析,得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程,得到了温度与变形的关系。建立三维模型,引入材料非线性,开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究,获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况,分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究,得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明,“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性,“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。

关键词：严重事故快速卸压管道蠕变畅通性

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石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 141-147页

作者：姜露傅孝龙张丽屏张瀛庾明达田俊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

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算... 详细信息

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。

关键词：稳压器人孔石墨垫片密封接触应力质量泄漏率

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管束结构流弹失稳的数值预测方法研究

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振动与冲击 2023年第23期42卷 49-54页

作者：冯志鹏蔡逢春臧峰刚齐欢欢黄旋刘帅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

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳... 详细信息

流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器设计必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳态理论、非稳态理论和一维非定常流动理论,推导出目前研究最广泛的三种流弹失稳理论模型的控制方程和关键参数的数学模型;然后,发展理论模型中众多参数的辨识方法,通过仿真数据驱动的方式,获得全套流体力相关参数;最后,以华龙一号蒸汽发生器的传热管为对象,建立管束结构流弹失稳的数值预测方法,并用现有试验数据验证。结果表明,通过CFD计算辨识的流体力相关参数与已有试验结果吻合,CFD计算与理论模型耦合的数值预测方法,具备一定的实用性;完成了数值预测方法的工程应用,预测结果与验证性试验的结论一致;数值预测方法结合了理论建模和CFD计算的优点,同时避免了对海量计算资源的需求、降低对试验数据的依赖,有利于在工程中推广应用。

关键词：流体弹性不稳定(FEI) 计算流体力学(CFD) 管束流致振动

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核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 237-242页

作者：辛素芳吴丹申亚欧任春明陈仕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

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布... 详细信息

堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析,获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示,测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系,其测点温度随燃料棒功率的增加而增加,测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。

关键词：堆芯出口温度测量计算流体动力学(CFD)

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斯特林动力转换系统性能及应用技术研究

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核动力工程 2024年第5期45卷 269-276页

作者：游尔胜张廷幸奠川徐建军闫晓中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

为适应小型模块化核动力装置对新型动力转换技术的选型论证和总体评估需要,本研究重点针对自由活塞斯特林动力转换技术以及工程应用中的关键问题,对比分析了百瓦级同位素-斯特林电源系统、千瓦级反应堆-斯特林电源系统和十千瓦级太阳能... 详细信息

为适应小型模块化核动力装置对新型动力转换技术的选型论证和总体评估需要,本研究重点针对自由活塞斯特林动力转换技术以及工程应用中的关键问题,对比分析了百瓦级同位素-斯特林电源系统、千瓦级反应堆-斯特林电源系统和十千瓦级太阳能-斯特林电源系统的典型应用方案,给出了斯特林动力转换系统的输出功率、转换效率两个关键参数的性能估算模型。研究结果表明,斯特林动力转换效率可达到卡诺循环效率的60%左右,但输出功率一般在几十千瓦以下,需要通过多个机组模块化配置实现更大发电能力,其中耦合结构及传热过程是影响斯特林动力转换系统性能的关键因素。本研究采用的估算模型和分析结果能够为斯特林动力转换系统的性能评估和工程应用提供支撑。

关键词：自由活塞斯特林发动机性能估算模型动力转换效率工程应用

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基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 33-40页

作者：赵晨赵文博张宏博王博陈长彭星杰宫兆虎曾未李庆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

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于... 详细信息

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

关键词：数字化反应堆二维/一维方法准三维特征线方法 SHARK

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