检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2021年第27期 22-24页

作者：董元元罗英李玉光胡甜核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院四川成都610213

反应堆压力容器用C形密封环由三层结构组成,因此有较多的敏感因素对其密封性能产生影响,这些影响因素往往是独立随机变化的,但又对C形密封环密封性能产生共同作用。文章针对上述情况进行多因素作用下的C形密封环密封可靠性分析研究,考... 详细信息

反应堆压力容器用C形密封环由三层结构组成,因此有较多的敏感因素对其密封性能产生影响,这些影响因素往往是独立随机变化的,但又对C形密封环密封性能产生共同作用。文章针对上述情况进行多因素作用下的C形密封环密封可靠性分析研究,考虑了对密封性能影响较大的4个影响因素,即压缩量、弹簧截面直径、弹簧丝材直径和中间层厚度,采用高斯分布和拉丁超立方抽样,进行蒙特卡洛法分析。研究表明,目前C形密封环的设计值是满足可靠性要求的;压缩量、弹簧截面直径和弹簧丝材直径对密封可靠性的灵敏度较大,而中间层厚度的灵敏度相对较小。

关键词： C形密封环多因素密封可靠性可靠性灵敏度

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UMo-Zr单片式燃料板结构改进研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 172-176页

作者：殷明阳庞华唐昌兵李垣明郑乐乐袁攀赵艳丽岳慧芳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

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边... 详细信息

基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算,初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法,针对均匀辐照的工况,通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边角的形状,研究芯体结构对辐照后温度场和应力场的影响。研究结果表明,辐照后的温度场和应力场对芯体厚度方向的尺寸变化最敏感;对芯体边角处进行倒角处理能够减小辐照后的米塞斯(MISES)应力峰值。

关键词： UMo-Zr单片式燃料板有限元方法结构改进

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基于GASFLOW的火焰加速准则改进

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科技视界 2021年第12期 99-102页

作者：彭欢欢邹志强武铃珺王小吉许幼幼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

福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普... 详细信息

福岛事故后,氢气安全问题成为国内外关注的焦点,氢气爆炸之前会经历一个燃烧火焰加速的过程,而研究氢气火焰加速是研究氢气安全风险的关键。氢气安全风险分析程序GASFLOW采用了火焰加速σ准则来评价氢气火焰加速的潜在可能性,该准则普遍适用于核电厂低温低压的条件,对高温高压的情况不太适用。文章基于高温高压火焰加速理论研究,对GASFLOW程序中的火焰加速准则进行相关改进,并采用高温高压实验对其进行了验证,从而扩展其适用范围。

关键词：氢气高温高压火焰加速膨胀比

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反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计

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核动力工程 2019年第5期40卷 41-45页

作者：蒋鸿周婧刘立志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

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量(NPSHr)较大,... 详细信息

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量(NPSHr)较大,需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验,确定了叶轮水力性能优化目标;以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量,选择多种组合方案进行计算,确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算.结果表明:相对原设计的叶轮,优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小,NPSHr大幅减小,内部流场更为合理,水力性能明显改善,优化方案满足预期目标。

关键词：主泵叶轮水力性能优化计算流体动力学(CFD)

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基于MOOSE平台的UN/U3Si2-FeCrAI燃料元件

基于MOOSE平台的UN/U3Si2-FeCrAI燃料元件

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中国核学会2021年学术年会

作者：秋博文陈平周毅张坤李垣明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

采用UN/USi复合燃料与FeCrAl包壳的耐事故燃料可提升燃料固有安全性与经济性,满足核燃料发展的革新性需求。本文介绍了针对UN/USi复合燃料及FeCrAl包壳开展的制备研究工作,以及在此基础上开展的相场理论应用与实验研究,从而建立的复合... 详细信息

采用UN/USi复合燃料与FeCrAl包壳的耐事故燃料可提升燃料固有安全性与经济性,满足核燃料发展的革新性需求。本文介绍了针对UN/USi复合燃料及FeCrAl包壳开展的制备研究工作,以及在此基础上开展的相场理论应用与实验研究,从而建立的复合燃料与先进包壳在多工况下的部分堆内关键模型,为新型燃料元件堆内性能分析技术奠定基础。开展新型燃料元件的设计准则研究,基于新型元件材料特性开展UO-Zr体系现有准则适用性评价工作,为后续研究提供准则支撑。基于以上模型研究与准则评价工作,结合补充性调研,考虑元件堆内热工-机械-辐照多场耦合特性,在开源有限元分析平台MOOSE上搭建适用于新型燃料元件的堆内性能分析工具,从而对元件在稳态工况下的关键行为参数进行模拟计算与分析评估,为UN/USi-FeCrAl燃料元件设计提供参考。

关键词：耐事故燃料 UN/U3Si2-FeCrAl燃料棒设计准则性能分析

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基于VOF方法的稳压器用单螺旋喷雾头性能优化

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科技视界 2021年第30期 17-20页

作者：刘威成翔王宇阳余纪成苏桐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610041

基于两相界面追踪流体体积(Volume of Fluid,VOF)方法对稳压器用单螺旋喷嘴内部流动及近场射流情况进行了模拟计算,通过将计算结果与已有试验数据进行对比,验证了数值方法及模型的适用性。在上述基础上,文章重点研究了内芯螺旋升角及混... 详细信息

基于两相界面追踪流体体积(Volume of Fluid,VOF)方法对稳压器用单螺旋喷嘴内部流动及近场射流情况进行了模拟计算,通过将计算结果与已有试验数据进行对比,验证了数值方法及模型的适用性。在上述基础上,文章重点研究了内芯螺旋升角及混合室导锥角对喷雾头性能指标(流量系数、雾化锥角、喷雾均匀性等)的影响,优化得到满足新喷雾头设计指标的喷雾头结构参数。该工作可以为喷嘴性能的优化提供参考。

关键词：单螺旋喷雾头流体体积法流量系数雾化锥角结构优化

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反应堆压力容器安注接管嘴热工水力瞬态分析

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科技视界 2021年第17期 179-182页

作者：王保平于德勇韩冰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

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力... 详细信息

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力学方法,详细计算了该工况下反应堆压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布。文章考虑的设计瞬态有安注系统误动作和反应堆冷却剂系统误失压两类工况,通过CFD计算软件,对压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布开展仿真研究,获得其具体温度分布,可作为详细评价该工况下压力容器管嘴的结构完整性的支撑。

关键词：反应堆压力容器安注接管嘴瞬态

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模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究

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科技视界 2021年第15期 214-216页

作者：黄慧剑辛素芳王嘉赓徐良剑彭倩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610041

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份... 详细信息

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

关键词：模块式小型堆落棒 DNB

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高精度系统分析程序集成设计计算平台开发

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核动力工程 2020年第S1期41卷 55-58页

作者：王雅峰刘东王媛美庞勃黄涛卢忝余刘盈唐雷中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中核集团核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213

针对高精度系统分析程序快速模块化建模、计算管理以及图形化后处理需求,采用可视化建模技术,开展了模块化建模、数据管理与显示、软件集成与任务控制等技术研究,开发了高精度系统分析程序集成设计计算平台。该平台人机交互界面友好,提... 详细信息

针对高精度系统分析程序快速模块化建模、计算管理以及图形化后处理需求,采用可视化建模技术,开展了模块化建模、数据管理与显示、软件集成与任务控制等技术研究,开发了高精度系统分析程序集成设计计算平台。该平台人机交互界面友好,提供了高精度系统分析程序的快速模块化建模、执行调度、计算结果动态显示、建模过程错误检查、缺省值设定、工程管理及多人协同工作等功能,实现了核反应堆系统模型的可重用性与工程经验的积累与反馈。测试结果表明,该平台能满足高精度系统分析程序设计验证的需求,有效提高了反应堆设计分析效率,促进了该程序在核反应堆系统设计与分析领域的技术应用与发展。

关键词：核反应堆系统系统分析程序可视化建模

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安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 180-183页

作者：蒋孝蔚邓坚邱志方朱大欢党高健张丹毕树茂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

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水... 详细信息

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故中,设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度,并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程,确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析,并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究,确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示,安全壳背压越高,换热器两侧温差越小,非能动余热排出系统换热能力越弱,采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间,增大事故下冷却剂释放量,并减小满溢工况下的满溢裕量。

关键词： SGTR 安全壳背压非能动余热排出系统换料水箱

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