检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2010年第4期31卷 41-47页

作者：罗毓珊陈凤云王海军杨胜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

针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表... 详细信息

针对反应堆冷却剂系统中不同倾角三通构件射流时近壁区流动与传热特性,在试验研究的基础上,比较分析了流速比在0～2范围内,射流以45°、90°倾角入射主流时三通构件不同区域的流动特性、近壁区混合函数及无量纲换热系数。结果表明,不同入射角对混合函数及无量纲换热系数的变化趋势影响不大,控制变化趋势的关键参数依然是流速比,入射角仅对混合函数及无量纲换热系数的幅值大小有一定影响。

关键词：不同倾角横向射流近壁区混合函数流动与传热

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于小波分析的主冷却剂泵转子故障诊断方法研究

引用

核动力工程 2008年第3期29卷 108-112页

作者：陈志辉夏虹王涛涛哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室成都610041

小波分析具有降噪、多尺度分辨的特性,可以对主泵的典型故障进行故障特征提取。利用Simulink对主泵开裂纹、不对中及初始弯曲3个典型故障进行仿真得到振动曲线,并对振动曲线进行小波分析。结果表明,通过小波分析提取出的频谱信号可以有... 详细信息

小波分析具有降噪、多尺度分辨的特性,可以对主泵的典型故障进行故障特征提取。利用Simulink对主泵开裂纹、不对中及初始弯曲3个典型故障进行仿真得到振动曲线,并对振动曲线进行小波分析。结果表明,通过小波分析提取出的频谱信号可以有效地提取出故障特征信号。小波分析对于主冷却剂泵转子故障诊断是一种切实可行的方法,具有一定的应用价值和研究意义。

关键词：小波分析主冷却剂泵转子故障诊断

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

直管环向贯穿裂纹应力强度因子的有限元无网格耦合计算方法

引用

核动力工程 2009年第5期30卷 71-74页

作者：姜乃斌赵华柳军刘成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成都610041 重庆大学工程力学系重庆400044

使用先进的有限元和无网格耦合方法进行了含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析。该方法把高应力梯度区域划分为无网格区域,其余区域划分为有限元区域(FE),使用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,保证了两种区域在交界面上... 详细信息

使用先进的有限元和无网格耦合方法进行了含环向贯穿裂纹直管的断裂力学分析。该方法把高应力梯度区域划分为无网格区域,其余区域划分为有限元区域(FE),使用转换矩阵实现了有限元区域与无网格区域的自然耦合,保证了两种区域在交界面上的位移连续性要求。用该耦合方法计算了直管环向贯穿裂纹应力强度因子,得到的结果与有限元计算软件ABAQUS结果一致,验证了该方法的可行性和有效性。

关键词：无网格耦合方法贯穿裂纹应力强度因子

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

华龙一号全范围事故分析研究

引用

核动力工程 2019年第A01期40卷 45-49页

作者：张晓华刘昌文冷贵君吴清丁书华陈伟邱志方李峰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

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 100... 详细信息

为满足相关法规要求及验证我国自主设计的三代核电机组华龙一号在不同运行模式及事故后长期阶段的安全性,开展了HPR1000全范围事故分析研究。首兇研究全范围事故分析的工况筛选原则,并确定需要开展定量分析的事故。分析结果表明,HPR 1000在全范围事故工况下均具有较高的安全裕量。本文研究中形成的思路、原则和方法可用于新核电厂设计以及在役核电厂相关分析。

关键词：华龙一号全范围事故分析停堆工况事故事故长期分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

一种适用于新堆的零泄漏循环泵

引用

原子能科学技术 2009年第S2期43卷 279-282页

作者：邓礼平薛宽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四川成都610041 杭州大路实业有限公司浙江杭州311234

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点。通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析... 详细信息

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点。通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析和研究。在一定条件下,磁力泵完全可取代目前大多采用的轴封泵、屏蔽泵和机械密封泵等,达到了简化系统配置、便于维修更换和降低设备成本的目的。

关键词：磁力泵零泄漏新堆

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

RELAP5与CFX程序耦合研究

引用

原子能科学技术 2010年第3期44卷 304-308页

作者：刘余张虹贾宝山清华大学工程物理系北京100084 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四川成都610041

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦... 详细信息

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。

关键词： RELAP5程序 CFX程序 RELAP5/CFX耦合程序

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

球床堆内冷却剂流动与传热特性的CFD研究

引用

核动力工程 2009年第S1期30卷 39-43页

作者：李华秋穗正苏光辉宋小明西安交通大学核能科学与技术系西安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

以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究。计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和... 详细信息

以计算流体力学(CFD)为基础,利用大型商业软件ProE和CFX,对球床式水冷堆堆芯燃料元件进行三维建模、网格划分和数值计算,对堆芯内冷却剂热工水力特性进行了初步的研究。计算比较了燃料元件球间隙和接触情况下冷却剂的速度场、温度场和压力分布,分析了其对堆芯安全的影响。

关键词：计算流体力学球床堆热工水力特性

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

引用

核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 146-150页

作者：杨戴博李昆黎刚万波李丹翁小惠韦文彬左思源曾凤梅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610213

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程... 详细信息

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于“华龙一号”全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。

关键词：华龙一号堆芯中子通量测量系统自给能中子探测器信号处理柜控制柜

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压水堆燃料组件弯曲变形机理及规避措施

引用

核动力工程 2008年第2期29卷 55-57,73页

作者：李伟才肖忠大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124 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

燃料组件弯曲过大可带来装卸料困难、控制棒不能完全下插、燃料组件破损、象限功率倾斜等问题,避免燃料组件弯曲过大对压水堆核电站的安全运行有重要的意义。本文介绍了燃料组件弯曲的现象及影响,归纳分析了燃料组件弯曲的影响因素、机... 详细信息

燃料组件弯曲过大可带来装卸料困难、控制棒不能完全下插、燃料组件破损、象限功率倾斜等问题,避免燃料组件弯曲过大对压水堆核电站的安全运行有重要的意义。本文介绍了燃料组件弯曲的现象及影响,归纳分析了燃料组件弯曲的影响因素、机理及规避措施。

关键词：压水堆燃料组件弯曲变形

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

引用

核动力工程 2019年第A01期40卷 32-36页

作者：朱大欢邓纯锐吴清向清安刘昌文冷贵君张明侯丼强张晓华陈彬关仲华武铃珺邹志强王小吉张震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

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试... 详细信息

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。

关键词：熔融物堆内滞留严重亊故临界热流密度华龙一号(HPR1000)反应堆

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：