检索结果-内蒙古大学图书馆

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt%,wt%表示质量分数),Fe+Cr含量越高,析出的第二相数目越多、尺寸越大,越有利于材料耐腐蚀性能提升。在420℃水蒸气中腐蚀126 d后,当Fe+Cr含量从0.28 wt%增加到0.37 wt%时,Zr-4合金的腐蚀增重降低约30%。Zr-4合金在1100℃淬火时,当Si含量低至10 mg/kg时,形成粗大的平行板条结构;而增加Si含量到100 mg/kg后,析出的细小Zr_(3)Si为α相提供形核位置,使得组织中出现网篮结构和细小的平行板条结构。网篮结构能促使组织中第二相分布更均匀弥散,因此,高Si含量的Zr-4合金表现出更优良的耐腐蚀性能。

关键词： Zr-4合金 Fe+Cr含量 Si含量耐腐蚀性能

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基于MOOSE框架的五方程两相流分析程序开发

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原子能科学技术 2021年第8期55卷 1420-1428页

作者：牛钰航芦韡贺亚男邓超群向烽瑞巫英伟苏光辉秋穗正田文喜于洋卢忝余西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安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四川成都610213

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,... 详细信息

基于多物理场耦合框架MOOSE,采用五方程两相流模型开发了模块化程序ZEBRA,实现了高阶时间、空间离散格式两相流动传热问题的求解。采用Bartolomei开展的垂直圆管过冷沸腾实验对ZEBRA进行验证,在不同热流密度、质量流密度、压力工况下,将程序计算值与实验值进行了数值验证和计算分析。结果表明:ZEBRA中五方程模型预测值与实验值符合良好,沸腾起始点和空泡份额的预测合理,表明ZEBRA初步具备了处理两相流问题的能力。

关键词： MOOSE 五方程两相流流动换热

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CFD与准静态理论混合的管束结构流弹失稳预测方法

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核动力工程 2021年第3期42卷 90-95页

作者：宋乐琨赵燮霖周进雄叶献辉冯志鹏熊夫睿西安交通大学航天航空学院机械振动与强度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

为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法。采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此... 详细信息

为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法。采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此方法考虑了管束在横流和顺流2个方向上的不稳定性;以正三角形管束为例,计算了2种节距比(P/d)下流弹失稳特性。结果表明,基于本文提出的CFD与准静态理论混合的弹性管束结构流弹失稳预测方法,可以在不需要实验的情况下获得管束结构发生流弹失稳现象的临界速度;采用此方法计算的流弹失稳结果与文献中的实验结果吻合良好。

关键词：流弹失稳管束结构计算流体力学(CFD) 准静态理论

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多级节流孔板在核级管道中的应用

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核动力工程 2009年第4期30卷 71-74页

作者：张毅雄毛庆向文元毕勤成王伟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 大亚湾核电营运管理有限责任公司广东深圳518031 西安交通大学 710049

针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法。对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学... 详细信息

针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法。对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学(CFD)方法分析孔板附近的流动特性和压力分布,确定节流孔板下游是否发生气蚀现象;对于发生气蚀现象的节流孔板,提出采用多级节流孔板来减弱气蚀,并采用各级节流孔板气蚀数相近的原则确定节流孔径。通过对改造后的EAS试验管线的试验证实,采用本文的设计分析方法设计的多级节流孔板能够有效地减小节流孔板气蚀引起的管道系统振动和噪音。

关键词：多级节流孔板气蚀核级管道振动

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Cr涂层对板状燃料元件起泡特性影响数值模拟

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原子能科学技术 2023年第6期57卷 1215-1224页

作者：向烽瑞贺亚男邓超群牛钰航高士鑫巫英伟陈平田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安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四川成都610213

鉴于Cr涂层能够有效地缓解棒状燃料元件包壳在失水事故时的鼓胀现象,本文提出将Cr涂层应用于板状燃料元件以抑制其起泡的方案。为研究Cr涂层对板状燃料元件起泡现象的抑制作用,本文采用有限元分析工具,分别添加Zr和Cr涂层的材料物性,并... 详细信息

鉴于Cr涂层能够有效地缓解棒状燃料元件包壳在失水事故时的鼓胀现象,本文提出将Cr涂层应用于板状燃料元件以抑制其起泡的方案。为研究Cr涂层对板状燃料元件起泡现象的抑制作用,本文采用有限元分析工具,分别添加Zr和Cr涂层的材料物性,并根据起泡现象的特征,考虑了Zr和Cr的热蠕变和受辐照硬化后的塑性行为。采用开发的工具对起泡退火实验进行了模拟,分析了温度和厚度对Cr涂层抑制作用的影响。研究结果表明:Cr涂层的屈服极限较低,在起泡现象发生时容易进入塑性阶段,从而不能有效地阻止起泡现象的产生;但其在大于700 K的高温下,较低的蠕变率能够降低起泡的高度,且温度越高降低的效果越明显。因此,Cr涂层可以抑制包壳的蠕变以降低起泡的高度。

关键词：板状燃料元件起泡 Cr涂层蠕变数值模拟

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反应堆控制棒驱动机构温度场数值模拟

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中国科学：技术科学 2017年第11期47卷 1225-1232页

作者：余豪何培峰许斌罗英马梓淇周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动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610200

控制棒驱动机构(control rod driver machanism,CRDM)是反应堆中最重要的组件之一.在工作时CRDM线圈通电产生的热量以及内部高温冷却剂传递的热量会导致其温度过高,造成老化甚至失效.本文以ACP100反应堆为例,对不同环境温度下的CRDM外... 详细信息

控制棒驱动机构(control rod driver machanism,CRDM)是反应堆中最重要的组件之一.在工作时CRDM线圈通电产生的热量以及内部高温冷却剂传递的热量会导致其温度过高,造成老化甚至失效.本文以ACP100反应堆为例,对不同环境温度下的CRDM外部流场进行三维数值模拟,得到其外壁面空气温度及对流换热系数.将上述结果作为边界条件分段施加到单根CRDM上,考虑内部冷却剂的自然对流流动对CRDM进行热流固耦合分析.结果表明,CRDM内部沿轴向及由内向外存在较大温度分布梯度;在提升、传递和夹持线圈中夹持线圈温度最高,在不同环境温度下3个线圈温度均小于线圈限制温度.本文提出的温度场分析方法和分析结果可为后续CRDM结构设计及可靠性评估提供参考.

关键词：控制棒驱动机构计算流体力学温度场分析自然对流

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堆芯探测器组件拆除操作时间的参数化研究

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核科学与工程 2020年第2期40卷 341-348页

作者：李娜余志伟安彦波张翼王尚武湛卉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四川成都610213

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间... 详细信息

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间的方程,并确认其满足目标要求。同时,结合“华龙一号”已知设备的相关运行参数,研究关键参数对拆除操作总时间的影响。

关键词：堆芯探测器组件拆除参数化时间

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国外核潜艇反应堆系统事故浅析

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核科学与工程 2017年第3期37卷 442-449页

作者：卢川张丹鲜麟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四川成都610213

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故... 详细信息

本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。

关键词：核潜艇反应堆事故

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