检索结果-内蒙古大学图书馆

蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动数值模拟

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核动力工程 2006年第1期27卷 76-79页

作者：黄伟陈五星张文其王海松何劲松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

采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比... 详细信息

采用计算流体力学方法并采用非结构化网格和多块网格技术对流动区域进行了网格划分,用两相流模型对蒸汽发生器一级汽水分离器两相流动进行模拟,得到了汽-液两相流动细节,将出口蒸汽干度与蒸汽发生器热工水力专用计算程序计算结果进行比较,吻合良好。

关键词：蒸汽发生器汽水分离器两相流计算流体力学(CFD)

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瞬态中子输运计算程序的研制

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核动力工程 2006年第3期27卷 11-15,31页

作者：吴宏春刘启伟姚栋西安交通大学 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

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行... 详细信息

开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行了校核计算,其结果与基准题吻合良好。

关键词：中子输运瞬态 DOT4-T 计算

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稳压器波动管热分层分析

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核动力工程 2006年第6期27卷 13-17页

作者：张毅雄杨宇西安交通大学 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

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化... 详细信息

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。

关键词：稳压器波动管热分层应力分析

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中国一体化反应堆核电厂创新安全壳设计研究

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核动力工程 2006年第6期27卷 91-93,98页

作者：秦忠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

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内... 详细信息

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300MW。CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内。这种一体化设计消除了传统的冷却剂回路管道,消除了大LOCA事故,具有更高的安全性。本文介绍了CIP安全壳系统方案选择、安全壳设计、安全壳设计压力的确定以及安全壳结构的计算分析。

关键词：中国一体化反应堆核电厂安全壳设计研究

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ANSYS概率设计功能在力学分析中的应用

ANSYS概率设计功能在力学分析中的应用

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第14届全国反应堆结构力学会议

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成都610041

本文简要介绍了ANSYS程序的概率设计功能,包括概率设计过程和方法,并结合工程实例,说明了ANSYS程序在力学概率分析中的应用.

关键词： ANSYS程序概率设计核电站稳压器波动管接管嘴应力分析

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压力容器密封性能的敏感性分析

压力容器密封性能的敏感性分析

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第14届全国反应堆结构力学会议

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成都610041

在反应堆压力容器的设计中,结构的密封性能分析十分重要.掌握压力容器密封结构的密封性能,对结构的几何形式、尺寸、材料性能、内压及螺栓预紧力等参数的敏感性和对设计者设计及改进密封结构来说是至关重要的.本文分析了密封结构的上述... 详细信息

在反应堆压力容器的设计中,结构的密封性能分析十分重要.掌握压力容器密封结构的密封性能,对结构的几何形式、尺寸、材料性能、内压及螺栓预紧力等参数的敏感性和对设计者设计及改进密封结构来说是至关重要的.本文分析了密封结构的上述参数(结构几何形状、尺寸等)对压力容器的密封性能的影响程度及趋势,由分析结果得出以下结论:内压、几何形状及尺寸参数对O形环变形的影响显著;材料性能及螺栓预紧力参数对螺栓的应力影响显著.

关键词：密封结构敏感性压力容器反应堆密封性能

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304L代替321不锈钢可行性研究

304L代替321不锈钢可行性研究

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2006全国核材料学术交流会

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

本文对0Cr18Ni10Ti(321)和304(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能等进行了对比分析,304L不锈钢除了屈服强度和蠕变强度比321不锈钢略低外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好,304L不锈钢... 详细信息

本文对0Cr18Ni10Ti(321)和304(304L)不锈钢的冶金性能、物理性能、力学性能、腐蚀性能、焊接性能、加工性能等进行了对比分析,304L不锈钢除了屈服强度和蠕变强度比321不锈钢略低外,其余性能在反应堆运行工况下比321不锈钢好,304L不锈钢可以替代321不锈钢制作堆内构件。

关键词： 304L不锈钢 321不锈钢性能

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反应堆零功率物理试验多普勒发热点探测器通道电流值计算分析

反应堆零功率物理试验多普勒发热点探测器通道电流值计算分析

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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：胡建军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

本文运用蒙特卡罗输运程序MCNP计算了秦山核电二期工程一号堆零功率物理试验在多普勒发热点时的功率量程和中间量程探测器电离室热中子(E≤0.414eV)注量率和电流值，并与以前运用离散坐标计算程序DOT3.5计算的结果以及核电厂现场的测量... 详细信息

本文运用蒙特卡罗输运程序MCNP计算了秦山核电二期工程一号堆零功率物理试验在多普勒发热点时的功率量程和中间量程探测器电离室热中子(E≤0.414eV)注量率和电流值，并与以前运用离散坐标计算程序DOT3.5计算的结果以及核电厂现场的测量值进行了比较。通过比较，对于反应堆堆外探测器中子注量率的计算，MCNP程序计算结果可信度更高，零功率物理试验多普勒发热点测量可参照MCNP程序对探测器真实描述后的计算结果值进行。

关键词：多普勒发热点热中子注量率零功率物理试验电流值计算中间量程探测器

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反应堆冷却剂系统地震分析的地面时程输入方法研究

反应堆冷却剂系统地震分析的地面时程输入方法研究

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：姜乃斌张毅雄毛庆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

在采用直接积分法进行地震时程分析时,地震动载荷的输入方法常用的有以下几种:①在基础上施加位移时程;②在结构上通过加速度时程施加惯性力;③在基础上通过人为增加一大的集中质量将加速度输入转换为力的输入.本文重点对前两种方法进... 详细信息

在采用直接积分法进行地震时程分析时,地震动载荷的输入方法常用的有以下几种:①在基础上施加位移时程;②在结构上通过加速度时程施加惯性力;③在基础上通过人为增加一大的集中质量将加速度输入转换为力的输入.本文重点对前两种方法进行了对比讨论,得出一些有益的结论,提出了一种修正的加速度时程载荷输入法,并采用上述方法对某核电工程的反应堆冷却剂系统进行了非线性地震分析,得到了3组不同的数值结果.

关键词：地震响应时程分析载荷输入反应堆冷却剂系统

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反应堆压力容器接管嘴区域的三维弹性断裂力学有限元分析

反应堆压力容器接管嘴区域的三维弹性断裂力学有限元分析

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：郑斌臧峰刚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

依据规范和国外的研究成果,对压水堆压力容器接管嘴内隅角区域进行了三维弹性断裂力学有限元计算.分析涉及多个不同裂纹深度的圆形表面裂纹,基于ABAQUS程序的实体分割等功能建立三维有限元计算模型,研究了接管嘴内隅角区域Ⅰ型裂纹前沿... 详细信息

依据规范和国外的研究成果,对压水堆压力容器接管嘴内隅角区域进行了三维弹性断裂力学有限元计算.分析涉及多个不同裂纹深度的圆形表面裂纹,基于ABAQUS程序的实体分割等功能建立三维有限元计算模型,研究了接管嘴内隅角区域Ⅰ型裂纹前沿各点的应力强度因子分布状况以及裂纹中点的应力强度因子随裂纹深度增加的变化趋势,并与多种工程结果进行了对比,结果吻合良好.

关键词：反应堆压力容器接管区域结构完整性表面裂纹应力强度因子断裂力学有限元分析

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