检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第S02期42卷 93-98页

作者：王浩煜秦勉蒲曾坪朱发文冉仁杰苗一非袁攀刘孟龙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

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系... 详细信息

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。

关键词：燃料组件板弹簧压紧力辐照松弛

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预测传热管涡致振动的改进尾流振子模型

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核动力工程 2014年第5期35卷 22-27页

作者：冯志鹏臧峰刚张毅雄叶献辉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610041

针对传热管的漩涡脱落诱发振动问题,在经典尾流振子模型的基础上,提出一种用于预测传热管涡致振动的改进尾流振子模型。计算结果与实验结果的对比显示,该模型能较好地模拟传热管涡致振动的重要特性。首先,通过研究发现,采用联合的位移... 详细信息

针对传热管的漩涡脱落诱发振动问题,在经典尾流振子模型的基础上,提出一种用于预测传热管涡致振动的改进尾流振子模型。计算结果与实验结果的对比显示,该模型能较好地模拟传热管涡致振动的重要特性。首先,通过研究发现,采用联合的位移耦合和加速度耦合模式,能较好地模拟柱体振动与漩涡脱落间的相互作用;其次,经典尾流振子模型中定义的经验参数为定常数,但通过分析发现,其经验参数应根据具体的结构参数来确定;最后,对改进的尾流振子模型所预测的结果与通过流固耦合数值模型计算得到的结果进行了对比分析,结果显示改进的尾流振子模型的结果与双向流固耦合模拟得到的结果吻合较好,说明尾流振子模型用于传热管的漩涡脱落诱发振动是可行的、合理的。

关键词：涡致振动尾流振子模型范德波尔方程流固耦合

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基于NASPIC的虚拟DCS设计与实现

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 133-136页

作者：赵霏霏徐海燕章雨李梦书陈美远严浩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

分布式控制系统(DCS)作为一项成熟的过程控制技术,已经广泛应用于核电站的建设和应用当中.核电站的建成与运行,需要配套的操纵员培训系统,以及功能强大的动态仿真系统来进行各种实验与模拟仿真,先进的核电厂安全级DCS平台(NASPIC)是中... 详细信息

分布式控制系统(DCS)作为一项成熟的过程控制技术,已经广泛应用于核电站的建设和应用当中.核电站的建成与运行,需要配套的操纵员培训系统,以及功能强大的动态仿真系统来进行各种实验与模拟仿真,先进的核电厂安全级DCS平台(NASPIC)是中国核动力研究设计院自主研发的安全级DCS.为进一步实现NASPIC控制器参数的优化,减少实际现场调试次数,降低NASPIC实际运用的安全风险,设计和实现基于NASPIC的虚拟DCS十分必要.以NASPIC系统为虚拟对象,采用虚拟下位机技术,开发具有高逼真度的虚拟DCS软件.该方法控制参数和算法来自DCS工程组态文件,具有与真实DCS相同的算法、功能块等,可实现与实际DCS同步更新,具有极高的逼真度.

关键词：分布式控制系统虚拟仿真

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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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一回路系统整体支承结构多保真度力学模型的配型和更新研究

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核动力工程 2023年第3期44卷 243-248页

作者：熊夫睿张文正袁志豪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

反应堆及一回路系统整体支承结构设计需同时满足减振和抗冲击的力学要求,相应地需建立不同保真度的力学模型。首先应用相关性分析,对反应堆及一回路系统整体支承结构多保真度力学模型(包括高保真度力学模型和低保真度力学模型)的静力和... 详细信息

反应堆及一回路系统整体支承结构设计需同时满足减振和抗冲击的力学要求,相应地需建立不同保真度的力学模型。首先应用相关性分析,对反应堆及一回路系统整体支承结构多保真度力学模型(包括高保真度力学模型和低保真度力学模型)的静力和动力特性匹配性进行了定量研究;然后应用贝叶斯参数估计方法对低保真度力学模型(简化模型)进行模型更新,以提高其与高保真度力学模型(详细模型)的匹配性。本文所提出的多保真度力学模型间的匹配和单向更新策略为后续结构力学性能多目标优化奠定了基础。

关键词：多保真度力学模型模型匹配参数更新支承结构

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不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

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核动力工程 2023年第2期44卷 216-221页

作者：喻娜吴丹黄涛王泽锋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

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事... 详细信息

本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究,确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析,选取三种典型的阀门排放过程,包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故,研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽(或水)排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性,结果表明:ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化;水封通过下游管道会形成明显的流量峰值,且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。

关键词：安全阀不同初因事件排放两相 ARSAC

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TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 69-74页

作者：钱立波余红星孙玉发邓坚陈伟刘余杜思佳沈丹红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

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO... 详细信息

三层各向同性碳包覆(TRISO)燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力,其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发,基于多相固体宏观等效导热理论,建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型;然后,结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料(M3)芯体等效导热系数。结果表明,本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料(FCM)的等效导热系数。

关键词： TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型

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三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序用于HFETR零功率物理实验计算分析研究

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核动力工程 2012年第6期33卷 127-131,138页

作者：彭钢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610041

采用三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验堆(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFET... 详细信息

采用三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验堆(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的10B含量修正;而HFETR上的铍块则可以认为是纯金属铍,控制棒过渡段中10B含量也需另作考虑。从计算结果来看,多数参数(堆芯中子有效增殖系数keff、中子通量密度相对分布、γ剂量率相对分布以及多数部件反应性价值)均较好满足误差要求,而个别小反应性部件计算误差较大可能与MCNP程序模型有关。

关键词：三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP) 高通量工程试验堆(HFETR) 零功率物理实验

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定位格架静态屈曲载荷分析方法研究

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核动力工程 2018年第A01期39卷 28-33页

作者：秦勉蒲曾坪陈平李垣明茹俊雷涛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610041

静态屈曲载荷是评价定位格架整体结构性能的重要准则。在分析定位格架各连接构件特征对整体静态屈曲载荷的影响基础上,开展基于有限元分析方法(FEA)的3×3定位格架静态临界屈曲载荷分析方法研究。结果表明:合理的焊点连接与接触参... 详细信息

静态屈曲载荷是评价定位格架整体结构性能的重要准则。在分析定位格架各连接构件特征对整体静态屈曲载荷的影响基础上,开展基于有限元分析方法(FEA)的3×3定位格架静态临界屈曲载荷分析方法研究。结果表明:合理的焊点连接与接触参数设置,可较为准确地模拟燃料棒夹持状态;燃料棒装载状态、初始夹持力以及摩擦力对该分析方法的计算结果影响较大。

关键词：定位格架静态屈曲载荷有限元分析

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核电厂反应堆保护系统故障检测设计

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核动力工程 2016年第1期37卷 103-108页

作者：罗炜冯威刘宏春王银丽许东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成都610213

反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检... 详细信息

反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检测设计以及故障检测的范围与功能,并对其特点进行了分析。

关键词：核电厂保护系统故障检测自检定期试验

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