检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2007年第3期28卷 22-26页

作者：贺慧宁罗毓珊王海军毛庆张毅雄西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室 710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、... 详细信息

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

关键词：反应堆冷却剂系统横向射流流速比数值模拟 CFX

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用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

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核动力工程 2007年第6期28卷 112-116页

作者：侯东林萌许志红杨燕华陈智上海交通大学核科学与工程学院 200240 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护... 详细信息

RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。

关键词： Simulink程序 RELAP5程序程序耦合核电站控制与保护系统核电站仿真

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反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化

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动力工程 2007年第2期27卷 223-226页

作者：杨胜罗毓珊王海军陈听宽毛庆张毅雄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国家级重点实验室成都610041

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布... 详细信息

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义。传热试验结果对反应堆安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为反应堆结构设计提供依据。

关键词：工程热物理流动可视化射流流速比穿透深度

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三维中子输运方程的非结构网格离散纵标数值解法

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西安交通大学学报 2007年第3期41卷 363-366页

作者：巨海涛吴宏春姚栋咸春宇西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

从一阶三维中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标方法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,从而避免了二阶方程由于分母上存在截面,不能准确描述内含真空介质的问题.对这些关于空间变量的方程采用最小二乘有限元方法进行离散,... 详细信息

从一阶三维中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标方法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,从而避免了二阶方程由于分母上存在截面,不能准确描述内含真空介质的问题.对这些关于空间变量的方程采用最小二乘有限元方法进行离散,形成的刚度矩阵是对称的,因此可以采用快速迭代方法求解.据此编制了三维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序,并采用三棱柱元素和四面体元素剖分对一系列基准问题做了验算.计算结果表明,该方法能用于非结构网格,并具有较高的计算精度,对多数问题,有效增值系数的误差都小于0.3%,通量误差都小于3.0%.

关键词：离散纵标方法最小二乘有限元非结构网格

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中国先进研究堆功率调节系统的仿真研究及优化设计

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核动力工程 2007年第5期28卷 104-108页

作者：董化平张建民曾海金华晋中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 西安交通大学 710049 中国原子能科学研究院北京102413

基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影... 详细信息

基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影响。综合考虑CARR系统的工艺要求和功率控制系统的功能及特点,得到了数字控制器的整定参数和控制棒驱动机构的稳定限值:数字控制器的采样周期T=100ms,比例增益KP=300;控制棒位移精度的稳定限值为0.4mm,电磁线圈和衔铁的稳定限值为6.0mm。

关键词：中国先进研究堆数字化功率调节系统瞬态仿真 SimPort仿真优化设计

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核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展

核反应堆数值计算与粒子输运专业回顾与发展

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全国计算机物理学会第六届年会和学术交流会

作者：李冬生中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室

中国核学会计算物理学会反应堆数值计算与粒子输运专业委员会成立于1983年, 挂靠在中核集团中国核动力研究设计院。反应堆数值计算与粒子输运专业委员会现由18 人组成。专业委员会坚持每两年召开一次学术交流会。

关键词：核反应堆反应堆物理粒子输运数值计算

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超临界压水堆候选包壳材料评价

超临界压水堆候选包壳材料评价

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中国核学会核材料分会2007年度学术交流会

作者：蒋有荣中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不... 详细信息

本文调研了超临界压水堆和高温气冷堆材料及其应用性能,对超临界压水堆候选包壳材料进行了评价。在超临界压水堆中,当冷却剂出口温度低于380·时,可以考虑使用中子吸收截面低的锆合金;当冷却剂出口温度高于380·时,可以选择不锈钢和镍基合金,不锈钢可以考虑 SUS316、SUS310S 以及改进型奥氏体钢,镍基合金可以考虑 Inconel600及 Inconel690。

关键词：超临界压水堆包壳材料评价

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反应堆压力容器用钢热影响区的辐照性能分析

反应堆压力容器用钢热影响区的辐照性能分析

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中国核学会2007年学术年会

作者：罗英钟元章杨敏邱天陈海波中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术科技重点实验室

反应堆压力容器材料的热影响区性能是影响乐力容器完整性的一个重要因素,但国内外热影响区辐照性能的数据十分少。本报告对 RPV 堆焊层下的热影响区在辐照后不同位置的力学性能试验结果进行了分析,其结论对核电站的长寿命设计和电站寿... 详细信息

反应堆压力容器材料的热影响区性能是影响乐力容器完整性的一个重要因素,但国内外热影响区辐照性能的数据十分少。本报告对 RPV 堆焊层下的热影响区在辐照后不同位置的力学性能试验结果进行了分析,其结论对核电站的长寿命设计和电站寿命老化管理具有参考意义。

关键词：热影响区反应堆压力容器用钢性能分析

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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇卢岳川中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三... 详细信息

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三维断裂力学有限元分析保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元

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反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

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中国核学会2007年学术年会

作者：郑连纲中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚... 详细信息

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚度要复杂得多,主要是载荷施加及后续结果数据的处理,而且有时还必须建立三维有限元模型才能进行弯曲刚度的计算。

关键词：压紧弹簧压缩刚度反应堆堆内构件弯曲刚度

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