检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第3期36卷 80-83页

作者：谭术洋陈纠关莉赵雪岑黄伟成翔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610041

运用计算流体力学(CFD)软件对多环路反应堆主止回阀流道模型进行水力特性分析。采用主泵出口非均匀流场,计算主止回阀全开状态下水冲力矩。考虑非均匀流场下影响主止回阀水力特性关键结构因素,依据水力特性计算结果开展改进设计,并对改... 详细信息

运用计算流体力学(CFD)软件对多环路反应堆主止回阀流道模型进行水力特性分析。采用主泵出口非均匀流场,计算主止回阀全开状态下水冲力矩。考虑非均匀流场下影响主止回阀水力特性关键结构因素,依据水力特性计算结果开展改进设计,并对改进设计后的模型重新进行数值分析。结果表明:采用泵阀耦合运行非均匀流场时,与改进前相比,改进后主止回阀阀板全开状态下所受趋开水冲力矩增大,阻力损失大幅降低,较好适用泵阀耦合非均匀流场下运行工况,满足系统运行要求。

关键词：非均匀流场止回阀水力分析设计改进

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岭澳核电站二期数字化核仪表系统设计

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核动力工程 2015年第6期36卷 120-124页

作者：李高刘艳阳李文平王远兵王华金王银丽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610041

岭澳核电站二期核仪表系统是我国自主设计的第一个全数字化核仪表系统。介绍了岭澳核电站二期核仪表系统的系统功能、总体结构、系统设计、与岭澳核电站一期核仪表系统的主要差异等方面的内容。

关键词：核电厂数字化核仪表系统数字化仪控平台(TXS)

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水润滑推力轴承全流态润滑性能数值模拟分析

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核动力工程 2015年第3期36卷 94-98页

作者：邓啸邓礼平黄伟刘立志赵雪岑刘松亚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610041

综合考虑温度场以及弹性变形的影响,建立能够进行全流态润滑性能模拟分析的水润滑推力轴承数学模型。模型中,在水润滑推力轴承的润滑状态分区上,用雷诺数判断流态,超过临界雷诺数直接由层流润滑变为湍流润滑。用数值方法对模型的求解计... 详细信息

综合考虑温度场以及弹性变形的影响,建立能够进行全流态润滑性能模拟分析的水润滑推力轴承数学模型。模型中,在水润滑推力轴承的润滑状态分区上,用雷诺数判断流态,超过临界雷诺数直接由层流润滑变为湍流润滑。用数值方法对模型的求解计算表明:温度变化很小因而几乎对润滑性能没有影响;弹性变形一定程度上降低了轴承的承载能力;湍流能显著地提升承载能力。

关键词：水润滑推力轴承全流态温度影响弹性变形

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控制棒驱动机构动钩爪组件动作时间影响因素分析

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科技视界 2016年第8期 104-106页

作者：李维杨博张智峰陈刚邓强于天达中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

针对磁力提升型控制棒驱动机构冷热态性能试验中钩爪组件动作响应时间波动较大的问题,对控制棒驱动机构步进运动过程中钩爪组件的运动特性进行了研究,并以缓冲轴动作状态为例。分析了驱动机构在提升和下插运动过程中缓冲轴的不同动作状... 详细信息

针对磁力提升型控制棒驱动机构冷热态性能试验中钩爪组件动作响应时间波动较大的问题,对控制棒驱动机构步进运动过程中钩爪组件的运动特性进行了研究,并以缓冲轴动作状态为例。分析了驱动机构在提升和下插运动过程中缓冲轴的不同动作状态;建立了缓冲轴依靠弹簧力和重力下插运动时间的数值计算模型;通过MATLAB软件编程计算获得了不同运动状态下间隙、弹簧刚度、负载与缓冲轴下插运动时间的关系曲线,分析了相关结构参数对动作时间的影响,找到了引起钩爪组件运动时间大幅度波动的关键因素。

关键词：控制棒驱动机构钩爪组件动作时间间隙

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热轧参数对大口径厚壁316LN不锈钢管组织和性能的影响研究

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热加工工艺 2016年第9期45卷 48-51页

作者：罗毅军陈海涛何昌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四川成都610041 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081 四川三洲川化机核能设备制造有限公司技术工艺部四川成都610300

使用皮尔格管材轧机在不同轧制变形量和轧制温度下热轧生产了大口径厚壁316LN不锈钢管,采用光学显微镜观察了热轧态管材和固溶态管材的显微组织,采用万能试验机测定了固溶态管材的室温拉伸力学性能。结果表明:提高轧制变形量能促进热轧... 详细信息

使用皮尔格管材轧机在不同轧制变形量和轧制温度下热轧生产了大口径厚壁316LN不锈钢管,采用光学显微镜观察了热轧态管材和固溶态管材的显微组织,采用万能试验机测定了固溶态管材的室温拉伸力学性能。结果表明:提高轧制变形量能促进热轧过程中动态再结晶的形核过程,细化动态再结晶晶粒;提高热轧温度能促进热轧过程中动态再结晶的长大过程,粗化动态再结晶晶粒;不完全动态再结晶的热轧管材在固溶热处理过程中会发生已再结晶晶粒的异常长大,产生混晶,降低力学性能;提高轧制变形量和降低轧制温度可以细化固溶态管材的晶粒尺寸,提高力学性能。

关键词：大口径厚壁管 316LN不锈钢管热轧再结晶力学性能

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核燃料组件运输容器可靠性研究

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科技视界 2016年第11期 95-96页

作者：谭文界陈书华任荷中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

本文的主要研究内容是以核燃料组件运输容器为研究对象,开展符合相关技术要求的可靠性研究,完成核燃料组件运输容器可靠性设计、有限元仿真分析验证、制定核燃料组件运输容器可靠性设计规范,确保核燃料组件运输容器满足GB11806《放射性... 详细信息

本文的主要研究内容是以核燃料组件运输容器为研究对象,开展符合相关技术要求的可靠性研究,完成核燃料组件运输容器可靠性设计、有限元仿真分析验证、制定核燃料组件运输容器可靠性设计规范,确保核燃料组件运输容器满足GB11806《放射性物质安全运输规定》等相关技术要求。

关键词：燃料容器可靠性

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严重事故条件下仪表可用性分析

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核动力工程 2015年第2期36卷 68-71页

作者：余俊辉王远兵李亮李红霞霍雨佳陈静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 环境保护核与辐射安全中心北京100082

首先对国际国内相关的标准和法规进行研究,明确仪表可用性分析的顶层要求。其次确定了5个关键可用性分析要素;在此基础上提出了一种曲线包络对比的分析方法,形成完整的分析流程。采用所提出的分析方法,能够可信地对核电厂仪表在严重事... 详细信息

首先对国际国内相关的标准和法规进行研究,明确仪表可用性分析的顶层要求。其次确定了5个关键可用性分析要素;在此基础上提出了一种曲线包络对比的分析方法,形成完整的分析流程。采用所提出的分析方法,能够可信地对核电厂仪表在严重事故条件下的可用性进行分析,有效提高应对严重事故的能力。对国内目前仪表可用性仍然存在的问题进行了分析,并提出了相关的技术见解。

关键词：严重事故仪表可用性分析

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不锈钢冷堆工艺对锰镍钼低合金钢性能的影响研究

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压力容器 2016年第1期33卷 20-24,61页

作者：黄炳炎刘全印余平刘清会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 中核集团西安核设备有限公司陕西西安710021

核岛主设备承压边界一般采用锰镍钼低合金钢材料制造,与冷却剂接触的低合金钢内表面需要堆焊耐蚀奥氏体不锈钢。为研究不锈钢冷堆工艺(首层预热,后续堆焊层不预热)对低合金钢母材热影响区性能的影响,采用带极堆焊和手工电弧焊堆焊两种... 详细信息

核岛主设备承压边界一般采用锰镍钼低合金钢材料制造,与冷却剂接触的低合金钢内表面需要堆焊耐蚀奥氏体不锈钢。为研究不锈钢冷堆工艺(首层预热,后续堆焊层不预热)对低合金钢母材热影响区性能的影响,采用带极堆焊和手工电弧焊堆焊两种冷堆工艺在16MND5低合金钢试板上进行了不锈钢堆焊试验,对堆焊试板进行了硬度、弯曲、逐层金相和逐层磁粉检验等一系列试验和检验。试验结果表明,采用冷堆工艺在锰镍钼低合金钢上堆焊奥氏体不锈钢的质量是可靠的。

关键词：核岛主设备锰镍钼低合金钢预热冷堆

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竖直加热圆管内过冷沸腾及CHF数值模拟

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核动力工程 2015年第1期36卷 168-172页

作者：李权焦拥军于俊崇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 清华大学工程物理系北京100084

基于欧拉两流体模型和非平衡过冷沸腾模型,完成过冷沸腾数值模型的构建,并通过与Bartolomei单管过冷沸腾实验进行对比,验证模型的正确性。利用该模型计算得到圆管的沸腾曲线,将进入"临界区"后的第一个点作为偏离泡核沸腾(DNB... 详细信息

基于欧拉两流体模型和非平衡过冷沸腾模型,完成过冷沸腾数值模型的构建,并通过与Bartolomei单管过冷沸腾实验进行对比,验证模型的正确性。利用该模型计算得到圆管的沸腾曲线,将进入"临界区"后的第一个点作为偏离泡核沸腾(DNB)判定的标准,对高压、高流量下圆管内的DNB型临界热流密度(CHF)进行数值模拟,CHF数据取自最新(2006年)的查询表;计算中考虑质量流量、平衡含汽率和压力对CHF的影响,最终预测值与实际值符合良好,误差在15%以内。预测CHF出现的位置也与实际相符,表明本文提出的方法能够很好地模拟高压、高流量下圆管内的DNB型CHF。

关键词：非平衡过冷沸腾过冷沸腾临界热流密度偏离泡核沸腾沸腾曲线

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基于RELAP5的典型压水堆再淹没壁面蒸汽对流换热模型研究

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核动力工程 2015年第2期36卷 42-45页

作者：吕莉于涛余红星吴丹谢金森彭欢欢南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

基于FLECHT SEASET再淹没实验,评价RELAP5程序再淹没模块的合理性。研究表明,现有的RELAP5程序在模拟再淹没实验低流速工况时,低估了燃料包壳的峰值温度。结合典型压水堆再淹没过程的特点,考虑蒸汽流动状态和棒束结构的影响,对壁面蒸汽... 详细信息

基于FLECHT SEASET再淹没实验,评价RELAP5程序再淹没模块的合理性。研究表明,现有的RELAP5程序在模拟再淹没实验低流速工况时,低估了燃料包壳的峰值温度。结合典型压水堆再淹没过程的特点,考虑蒸汽流动状态和棒束结构的影响,对壁面蒸汽对流换热模型进行修改,建立适用于典型压水堆再淹没过程的壁面蒸汽对流换热新模型。改进前后程序对包壳峰值温度的计算结果对比,验证了新模型的合理性。

关键词： RELAP5 再淹没壁面蒸汽对流换热蒸汽流动状态棒束结构

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