检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2019年第12期53卷 2382-2388页

作者：齐欢欢姜乃斌黄旋冯志鹏江小州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

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内... 详细信息

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内不同约束对传热管面内流弹失稳的影响。分析结果表明,随着面内支承连续失效位置的增多,弯管段面内首阶模态频率不断降低,出现在弯管段的振型越加明显;弯管段面内首阶模态不一定是最大流弹失稳比值出现的模态,最大流弹失稳比值出现模态的振型几乎都出现在弯管段;随着面内支承连续失效位置的增多,面内流弹失稳比值不断增大,当连续3个及以上防振条面内约束失效时,将出现流弹失稳现象。

关键词：蒸汽发生器传热管防振条约束失效面内流弹失稳

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不同喷射条件下闪蒸喷雾液滴尺寸特性数值分析

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哈尔滨工程大学学报 2020年第8期41卷 1170-1175页

作者：柯炳正高璞珍王博李茹卢川田瑞峰哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验在室黑龙江哈尔滨150001 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

为了研究不同喷射条件对闪蒸喷雾液滴特性的影响,本文利用计算流体力学软件FLUENT离散相模型中的过热喷射器模型和KHRT破碎模型对闪蒸喷雾液滴尺寸的特性进行研究,分析得到了不同条件下液滴尺寸的变化规律。结果表明:喷雾液滴平均尺寸... 详细信息

为了研究不同喷射条件对闪蒸喷雾液滴特性的影响,本文利用计算流体力学软件FLUENT离散相模型中的过热喷射器模型和KHRT破碎模型对闪蒸喷雾液滴尺寸的特性进行研究,分析得到了不同条件下液滴尺寸的变化规律。结果表明:喷雾液滴平均尺寸随着喷射流体初始压力的升高而增大,增大趋势逐渐变缓;随着喷口直径的增大,喷雾液滴平均尺寸呈现先增大后减小的变化趋势,且变化趋势随着喷雾距离的增大而增大;随着喷雾距离的增加,喷雾液滴平均尺寸呈现先平稳后剧烈增大的趋势。

关键词：闪蒸喷雾液滴尺寸液滴破裂喷雾压力喷口直径喷雾距离数值计算

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颗粒可燃毒物空间自屏效应分析研究

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中国核电 2021年第1期14卷 53-60页

作者：娄磊柴晓明姚栋王连杰于颖锐李满仓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

可燃毒物被布置于反应堆堆芯中以控制堆芯剩余反应性,颗粒可燃毒物由于空间自屏效应而具有区别于常规均匀弥散可燃毒物的特性,同时颗粒可燃毒物可以增加可燃毒物的使用自由度,通过调整可燃毒物类型、可燃毒物颗粒尺寸以及可燃毒物体积... 详细信息

可燃毒物被布置于反应堆堆芯中以控制堆芯剩余反应性,颗粒可燃毒物由于空间自屏效应而具有区别于常规均匀弥散可燃毒物的特性,同时颗粒可燃毒物可以增加可燃毒物的使用自由度,通过调整可燃毒物类型、可燃毒物颗粒尺寸以及可燃毒物体积份额以实现堆芯反应性的长期和平稳控制。本文重点研究颗粒可燃毒物的颗粒尺寸对系统反应性以及颗粒内有效核素核子密度变化规律的影响,并解释颗粒可燃毒物由于空间自屏效应而产生的"洋葱"效应,同时对比分析了多种常见可燃毒物不同颗粒尺寸下的中子学规律,对颗粒可燃毒物用于堆芯反应性控制具有重要的指导意义。

关键词：颗粒可燃毒物空间自屏效应颗粒尺寸 “洋葱”效应反应性控制

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内压条件下轴向内表面裂纹管道蠕变断裂参量C;的工程估算方法

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机械工程材料 2021年第12期45卷 62-66页

作者：刘长军蔡君孙春燕谈建平邵雪娇华东理工大学机械与动力工程学院承压系统与安全教育部重点实验室上海200237 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

以内压条件下含轴向内表面裂纹的管道为研究对象,通过引入x_(0)参数使J积分全塑性解与蠕变指数无关对Zahoor提出的蠕变断裂参数C^(*)估算方法进行改进;采用改进方法、Zahoor估算公式以及参考应力法中的R6整体解和Kim优化解计算不同蠕变... 详细信息

以内压条件下含轴向内表面裂纹的管道为研究对象,通过引入x_(0)参数使J积分全塑性解与蠕变指数无关对Zahoor提出的蠕变断裂参数C^(*)估算方法进行改进;采用改进方法、Zahoor估算公式以及参考应力法中的R6整体解和Kim优化解计算不同蠕变指数和不同裂纹尺寸下的C^(*)值,并与有限元计算结果进行比较。结果表明:参考应力法所得C^(*)值比有限元计算结果大2~8倍,准确度较差;改进方法所得C^(*)值与有限元计算结果的比值在1左右,准确度较高;与Zahoor估算公式相比,改进方法在蠕变指数为3时的计算准确度更高,但随着蠕变指数增大,2种方法的计算准确度趋于相同。

关键词：蠕变断裂参量工程估算参考应力法轴向裂纹管道

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RELAP程序用于PRS分析的适用性研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 189-193页

作者：张晓华李峰张渝吴清喻娜张舒鲜麟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

以三代核电技术"华龙一号"二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELA... 详细信息

以三代核电技术"华龙一号"二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELAP程序水平/竖直管内蒸汽冷凝相关换热模型并与PRS实验台架结果进行对比,定量评价相关模型的适用性。在上述工作基础上,使用RELAP程序分析全厂断电(SBO)工况下PRS投入运行的瞬态过程,结果表明PRS能够建立自然循环并有效排出热量;最后分析了PRS误投入瞬态工况,结果表明PRS误投入工况下反应堆是安全的,PRS的设计满足要求。

关键词：非能动安全自然循环华龙一号二次侧非能动余热排出系统(PRS)

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核反应堆计算流体力学程序YH-ACT关键技术研究及开发

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核动力工程 2020年第S1期41卷 12-17页

作者：王杰刘东刘杰刘卢果庞勃卢忝余刘盈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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213 国防科技大学长沙410073

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对... 详细信息

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对自主研发的CFD程序YH-ACT的初步验证,为其应用到反应堆设计的方案选择与优化提供基础,主要利用ANSYS CFD程序验证算例对YH-ACT程序的理论模型及数值算法进行验证;利用经济合作组织/核能机构(OECD/NEA)的CFD验证基准题实验数据对YH-ACT程序复杂流动下的湍流模拟准确性和可靠性进行了初步验证。结果表明YH-ACT程序在与二者的对比中均符合良好,证明了YH-ACT程序的准确性和可靠性。

关键词：计算流体力学(CFD)程序YH-ACT 程序验证棒束通道

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反应堆系统动力响应的敏感性分析

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核动力工程 2019年第3期40卷 75-80页

作者：黄茜熊夫睿兰彬王碧浩宋海洋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

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量,利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析,得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序... 详细信息

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量,利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析,得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序,此外,还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感,3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备,为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。

关键词：反应堆系统地震响应敏感性分析优化设计

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核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估研究

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核科学与工程 2020年第3期40卷 475-479页

作者：黄奇张庆刘明星王远兵钟科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

本文依据IEEE std 1633标准,对Schneidewind软件可靠性模型进行研究,将该模型应用于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估,并评价该模型对于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估的适用性。本文结合某堆型核电厂数字化仪控系统典... 详细信息

本文依据IEEE std 1633标准,对Schneidewind软件可靠性模型进行研究,将该模型应用于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估,并评价该模型对于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估的适用性。本文结合某堆型核电厂数字化仪控系统典型功能模块软件故障数据,代入Schneidewind模型,对软件可靠性进行定量评估。本文介绍的工作对进一步开展数字化仪控系统软件可靠性研究具有积极意义。

关键词：核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估软件可靠性模型

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基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 23-28页

作者：杨洪润李翔杨立才孙英学张卓华应栋川付强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

基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆... 详细信息

基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析,最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代,初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计,满足TMSR-SF1功能要求。此外,通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析,确保了结构设计的工程可实施性。

关键词：钍基熔盐堆反应堆本体耦合分析设计

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基于新型燃料堆芯的不确定性分析研究

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现代应用物理 2023年第4期14卷 114-119页

作者：岳子腾张斌刘天娇王连杰倪东洋国家电投集团科学技术研究院有限公司国家能源核电软件重点实验室北京102209 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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨151100

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,... 详细信息

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,采用堆芯计算程序进行了全堆芯模拟,进行了核数据在两步法计算下的影响分析。针对输入参数,首先通过敏感性分析筛选出对keff影响较大的参数,然后使用参数统计法、非参数统计法等多种不确定性分析方法对备选参数进行量化分析。结果表明:核数据对堆芯keff的相对不确定度为0.540 6%,其中235U的平均裂变中子数和瞬发中子裂变份额具有最大的敏感性系数,而235U平均裂变中子数和Al的(n, fission)反应具有最大的不确定性;输入参数的不确定性引起keff的相对不确定度为0.2%,参数统计法与非参数统计法在对keff的容忍区间计算结果上相近。

关键词：核数据输入参数不确定性分析两步法计算

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