检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2017年第8期51卷 1419-1424页

作者：刘雨陆道纲王园鹏李文哲李宗洋华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有... 详细信息

乏燃料贮存格架自由放置在乏燃料水池内,格架-格架、格架-池壁之间有一定间隙。在地震载荷下,这些间隙中流体的流固耦合作用耗散了结构的能量,保证了格架的结构完整性。根据AP1000和CAP1400系列反应堆型的格架储存腔设计,格架的侧壁有平板或孔板两种方案。对格架进行结构动力学分析时,为了简化流体间隙附加质量的计算,工程上一般将孔板直接简化为平板。这样的方法并不能精确反映出实际的流固耦合效应。为获得格架与格架、格架与池壁间流体的流固耦合特性,搭建实验台架,通过振动实验,测量孔板的间隙流体在不同激振频率、不同间隙条件下的流体作用力。实验最终给出孔板的间隙流体的流体力,并给出了不同间隙条件下附加质量,本文可为AP1000和CAP1400系列乏燃料储存格架的流固耦合参数选取提供依据。

关键词：乏燃料贮存格架间隙流体流固耦合附加质量振动实验孔板

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乏燃料贮存格架流固耦合参数的数值模拟

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原子能科学技术 2018年第5期52卷 948-953页

作者：殷亭茹陆道纲刘雨华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

乏燃料贮存格架是储存乏燃料组件的重要设备。在地震载荷下,其响应是非线性的,可能产生滑移、颠覆等。发生地震时,存在于格架间隙内的流体耗散了结构的能量,保证了格架的完整性。本文使用3/10缩比模型,利用CFD软件Fluent进行了乏燃料贮... 详细信息

乏燃料贮存格架是储存乏燃料组件的重要设备。在地震载荷下,其响应是非线性的,可能产生滑移、颠覆等。发生地震时,存在于格架间隙内的流体耗散了结构的能量,保证了格架的完整性。本文使用3/10缩比模型,利用CFD软件Fluent进行了乏燃料贮存格架2D瞬态分析。计算过程中利用动网格方法模拟格架强迫振动,并进行了参数不确定性分析。利用CFD瞬态流体力分别获得了双Ⅱ区、双Ⅰ区格架附加质量矩阵。利用同轴圆柱体附加质量的计算解与解析解进行对比验证,证明了本文计算方法的准确性。本文计算所得的附加质量矩阵可为乏燃料贮存格架结构动态软件提供流固耦合参数。

关键词：乏燃料贮存格架流固耦合附加质量数值模拟

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放射性核素U在针铁矿(010)表面吸附的第一性原理研究

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原子能科学技术 2014年第9期48卷 1537-1543页

作者：刘锋蔡军黄美陈义学华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 华北电力大学核科学与工程学院北京102206

采用基于密度泛函理论的第一性原理研究了有水与无水环境下放射性核素U在针铁矿(010)表面的吸附。结果表明,由于水分子与(010)表面的初始构型不同,其吸附能为-0.56^-0.85eV。同时发现在缺水的情况下,U原子可吸附在针铁矿(010)表面的替代... 详细信息

采用基于密度泛函理论的第一性原理研究了有水与无水环境下放射性核素U在针铁矿(010)表面的吸附。结果表明,由于水分子与(010)表面的初始构型不同,其吸附能为-0.56^-0.85eV。同时发现在缺水的情况下,U原子可吸附在针铁矿(010)表面的替代位(T)、八面体间隙位(O)及两个O原子的桥位(B)上。其吸附能为负,大小按吸附T、B、O的顺序依次增大。水对U原子吸附能的影响较明显。当U原子占据替代位和八面体间隙位时,在其附近的水分子可增强U原子在针铁矿(010)表面的吸附,可使U原子在针铁矿(010)表面的吸附能降低1~2eV;当U原子在桥位时,水分子既可增强也可减弱U原子在针铁矿(010)表面的吸附能力,这依赖于U原子与水分子作用后其价态的变化。所有这些吸附均为放热反应。计算结果显示,由于水分子与U原子的吸附引起的表面晶格畸变较小,所有涉及的表面键长变化均不大于0.055nm。所有涉及到的反应过程中均有H、U、Fe原子上的部分电子转移到O原子上。

关键词： U 针铁矿吸附表面第一性原理

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微流体惯性撞击器气溶胶过滤行为研究

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原子能科学技术 2023年第11期57卷 2101-2109页

作者：冯开源郭张鹏汪浩男毛子岳牛风雷华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置,实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为,开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究... 详细信息

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置,实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为,开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究表明,可视化实验能反映撞击器内气流流向及气溶胶运动轨迹。气溶胶在过滤单元处的沉积位置主要集中在过滤单元的上表面及微流道的内壁面,过滤效率可达60%以上。同时,由于撞击器通道表面特性随气溶胶的沉积而改变,容尘条件下的气溶胶过滤效率逐渐增加。而当惯性撞击器内载气流速大于临界值时,过滤效率会因气溶胶的再悬浮而降低。

关键词：气溶胶惯性撞击器过滤效率安全壳过滤排放系统

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快堆燃料组件少棒替代方法研究

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原子能科学技术 2018年第5期52卷 926-930页

作者：王嘉瑞陆道纲钟达文王雨华北电力大学核科学与工程学院北京102206 华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不... 详细信息

快堆堆芯流量分配实验需大量燃料组件,为缩短燃料组件的加工周期,需寻找一种可简化燃料组件结构的思路。本文采用CTS理论算法,计算了燃料组件结构参数变化对组件水力特性的影响,提出了采用较少燃料棒替代组件完成试验的思路。该方法不改变组件外部结构与试验环境,仅用少量燃料棒获得与多棒燃料组件相同的水力特性。计算结果表明,替代组件与原组件水力曲线吻合较好,可达到替代效果。

关键词：快堆燃料组件替代方案 CTS算法

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压水堆乏燃料单棒冷却液膜流动特性实验研究

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原子能科学技术 2022年第10期56卷 2061-2068页

作者：曹琼蒋鹤元丁笑陆道纲李臻王孝天华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是影响冷却效果的重要因素,国内外学者还未对其做过详细的研究。本文使用光学法研究... 详细信息

为避免在极端事故工况下,乏燃料水池会长期失去补水和冷却,第3代核电站如AP1000和CAP1400,引入了喷淋冷却系统。在喷淋条件下,乏燃料棒上液膜流动特性是影响冷却效果的重要因素,国内外学者还未对其做过详细的研究。本文使用光学法研究了在不同雷诺数(Re)条件下,对单根乏燃料棒进行喷淋冷却所形成的液膜厚度随时间和空间的变化。利用CCD相机采集液膜图像,并经过处理得到了清晰的液膜厚度图像和与图像吻合良好的数据。实验结果表明:当Re为608~7538时,瞬态液膜厚度最大值出现在Re=7085的条件下,其值为2.36 mm;随着Re的增加,时均液膜厚度会随之增加,并且液膜波动的振幅也会随之增加;在沿棒方向上,随着距棒顶距离的增加,液膜厚度会逐渐减小并趋于平稳,并且随着Re的增加,平稳部分会出现在距棒顶更远的位置。对乏燃料单棒冷却液膜流动特性的研究,为确定具有有效冷却能力的最小喷淋流量奠定了基础。

关键词：乏燃料棒喷淋冷却液膜厚度光学法

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基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1633-1643页

作者：隋丹婷张浩宇樊芮伶陆道纲张钰浩于倩华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热... 详细信息

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。

关键词： AP1000内置换料水箱非能动余热排出热交换器缩比实验 RELAP5 COSINE

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基于SAC-3D系统软件的FFTF未能紧急停堆失流实验的数值模拟

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原子能科学技术 2021年第8期55卷 1345-1352页

作者：陆道纲吕思宇隋丹婷华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果... 详细信息

本文利用系统分析软件SAC-3D对美国快通量试验堆(FFTF)堆芯及一回路进行了建模,并根据国际原子能机构(IAEA)提供的FFTF未能紧急停堆的失流实验的边界条件数据进行了事故瞬态仿真计算。计算得到堆芯热工水力及中子物理关键参数,仿真结果与实验测量数据符合较好。对比结果验证了SAC-3D在模拟液态金属冷却快堆事故工况中的有效性与准确性,也证明了FFTF堆型具有可靠的非能动安全性。

关键词： SAC-3D 快通量试验堆未能紧急停堆的失流事故非能动安全液态金属冷却快堆

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考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1324-1330页

作者：陆道纲李奕彤刘宏达刘雨华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

为准确模拟快堆堆本体中液体晃动对主容器的作用,本文建立了一种考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法,不仅保证加速度相似比严格为1,还保证了流体与结构的质量比与原堆的相同。依照上述试验模化方法,分别设计了与快堆原型比尺... 详细信息

为准确模拟快堆堆本体中液体晃动对主容器的作用,本文建立了一种考虑流固耦合效应的快堆堆本体抗震试验模化方法,不仅保证加速度相似比严格为1,还保证了流体与结构的质量比与原堆的相同。依照上述试验模化方法,分别设计了与快堆原型比尺为1∶25(大)和1∶50(小)两个缩比试验模型。为验证上述理论方法的有效性,对这两个模型进行了地震动力学数值模拟,并比较了大模型和小模型的模拟结果。比较结果表明,大、小模型的地震动响应参数比值满足推导得到的理论准则,从而通过数值试验方法验证了上述模化方法的有效性。该模化方法可为快堆堆本体抗震试验提供理论依据。

关键词：快堆堆本体模化方法流固耦合抗震试验

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传热管流致振动设计准则比较

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原子能科学技术 2019年第8期53卷 1433-1438页

作者：王聪陆道纲曹琼王园鹏华北电力大学核科学与工程学院北京102206 非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206

蒸汽发生器是核反应堆中将一回路热量传递给二回路(水-蒸汽动力回路)的重要设备。二次侧流体冲刷引起的传热管振动是管壁疲劳、磨损直至破裂的主要原因之一。为确保传热管的结构完整,有必要对传热管开展流致振动设计与评价。针对传热管... 详细信息

蒸汽发生器是核反应堆中将一回路热量传递给二回路(水-蒸汽动力回路)的重要设备。二次侧流体冲刷引起的传热管振动是管壁疲劳、磨损直至破裂的主要原因之一。为确保传热管的结构完整,有必要对传热管开展流致振动设计与评价。针对传热管这样的圆柱形结构的流致振动设计与评价,有3种设计规范:GB/T151、TEMA、ASME。本文对3种设计规范中传热管流致振动的设计准则进行了比较,指出了相关准则和参数在计算上的差异以及对流致振动相关机制判定上的差异。选取某典型热交换器为算例,具体展现了3种设计规范对传热管流致振动评价结果的异同,给出了不同规范设计准则的选取对于表征流致振动的特征参数(如附加质量、固有频率、漩涡脱落频率、振幅等)计算结果带来的偏差,并对3种设计规范在工程应用中的保守性提出了参考性建议。结果表明:对不同参数,设计规范保守性不相同,TEMA计算频率相对更为保守,其他参数GB/T151较为保守,TEMA和ASME整体相对GB/T151更加宽容。

关键词：传热管流致振动 GB/T151、TEMA、ASME设计规范

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