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蒸汽传热管破裂事故中颗粒物喷射的数值模拟 被引量：3
1
作者 张晗 周涛 +2 位作者 田晓瑞 周蓝宇 夏榜样 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第2期55-62,共8页
蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗... 蒸汽传热管破裂事故发生时,一回路中的颗粒物随着高温高压流体一起喷射进入二次侧,会对蒸汽发生器二次侧产生冲击并加速二次侧腐蚀。根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管实际尺寸建模,利用FLUENT流体软件,对蒸汽传热管破裂事故发生时的颗粒物喷射过程进行模拟研究。对连续相采取k-ε模型预测湍流变化,多相流模型选择混合模型,对颗粒相采取DPM(Discrete Particle Model)模型跟踪颗粒运动轨迹。研究发现,破口附近是高速场和高温度场,而在破口上方,温度场和速度场逐渐恢复均匀性;在破口上方附近存在回流现象;破口附近颗粒随着流场运动对二次侧管壁产生冲击,破口附近壁面所受到的冲击最严重;在破口上方及背离破口的管道附近存在颗粒物聚集现象,可能导致传热恶化;随着高度的增加,破口的影响开始扩散。 展开更多
关键词 颗粒物 蒸汽传热管 破裂 喷射
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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证 被引量：3
2
作者 刘伟 朱元兵 +4 位作者 白宁 单建强 张博 苟军利 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第2期187-192,共6页
利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。 展开更多
关键词 子通道分析程序ATHAS GE3×3组件 稳态验证
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子群法与特征线法结合的中子共振计算 被引量：3
3
作者 黄世恩 王侃 姚栋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第10期1201-1206,共6页
传统的中子共振自屏计算方法采用了有理近似,局限于处理简单的共振模型,在处理复杂燃料栅元/组件时会引入较大误差。为提高复杂情况下共振计算的精度,将子群法共振模型与特征线方法结合,推导了子群法-特征线法方程。基于WIMSD格式的69... 传统的中子共振自屏计算方法采用了有理近似,局限于处理简单的共振模型,在处理复杂燃料栅元/组件时会引入较大误差。为提高复杂情况下共振计算的精度,将子群法共振模型与特征线方法结合,推导了子群法-特征线法方程。基于WIMSD格式的69群数据库,编制了可用于任意二维几何中子共振计算的SGMOC程序。通过数值验证表明,该程序计算结果与MCNP程序计算结果吻合良好,具有较高的计算精度与几何通用性。 展开更多
关键词 中子共振计算 子群法 特征线法 SGMOC程序
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304NG不锈钢高应变率材料模型在ABAQUS中的实现技术 被引量：3
4
作者 兰彬 叶献辉 +2 位作者 宋顺成 吴万军 王碧浩 《应用数学和力学》 CSCD 北大核心 2015年第2期167-177,共11页
304NG不锈钢是反应堆堆内构件的常用材料,其高应变率动态特性对冲击载荷下的响应有重要影响,而现有有限元平台中并无适用于该材料的高应变率动态模型.进行了304NG不锈钢冲击拉伸试验,提出了新的动态本构模型,并利用径向回归算法和稳定... 304NG不锈钢是反应堆堆内构件的常用材料,其高应变率动态特性对冲击载荷下的响应有重要影响,而现有有限元平台中并无适用于该材料的高应变率动态模型.进行了304NG不锈钢冲击拉伸试验,提出了新的动态本构模型,并利用径向回归算法和稳定的二分法迭代,在ABAQUS平台上编写了用户材料子程序UMAT,实现了率相关模型的隐式应力求解.最后通过有限元动态分析验证了UMAT子程序,计算结果与试验数据的对比表明二者吻合得很好,UMAT子程序可用于结构在冲击加载下的响应分析. 展开更多
关键词 用户材料子程序 高应变率 率相关 动态本构模型 径向回归算法
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带滞变支撑悬臂输流管的动力响应分析 被引量：2
5
作者 黄茜 臧峰刚 +2 位作者 张毅雄 叶献辉 蔡逢春 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2011年第11期8-12,共5页
将滞变支撑所做的虚功引入到管道的能量方程中,利用Hamilton体系的变分原理,导出了带滞变支撑悬臂输流管的非线性运动方程。进而利用Galerkin法对偏微分方程进行离散,以Matlab为平台编制了带滞变支撑悬臂输流管流致振动的计算程序。通... 将滞变支撑所做的虚功引入到管道的能量方程中,利用Hamilton体系的变分原理,导出了带滞变支撑悬臂输流管的非线性运动方程。进而利用Galerkin法对偏微分方程进行离散,以Matlab为平台编制了带滞变支撑悬臂输流管流致振动的计算程序。通过滞变支撑退化模型与现有文献结果比较,验证了该模型的有效性;随后,考察了该系统的动力学行为,并分析了滞变支撑刚度对悬臂输流管稳定性的影响。结果表明,滞变支撑悬臂输流管表现出丰富的动力学行为,刚度的变化不仅使使得系统的分叉类型、分叉方式与分叉路径发生了的显著变化,也改变了周期运动的周期数,并使其出现复杂响应的参数范围发生了改变。 展开更多
关键词 流致振动 滞变支撑 悬臂输流管 结构稳定性
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不同通道内超临界水流动换热特性 被引量：1
6
作者 宋明强 周涛 +2 位作者 陈柏旭 黄彦平 夏榜样 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第10期88-94,共7页
以具有不同当量直径的矩形、圆形、三角形、环形等管道为研究对象,利用ANSYS CFX分别计算在定质量流量和定流体速度条件下,超临界水在不同通道内的流动换热特性。发现在定质量流量条件下,圆形通道换热特性最优,且小当量直径促进流体换热... 以具有不同当量直径的矩形、圆形、三角形、环形等管道为研究对象,利用ANSYS CFX分别计算在定质量流量和定流体速度条件下,超临界水在不同通道内的流动换热特性。发现在定质量流量条件下,圆形通道换热特性最优,且小当量直径促进流体换热;在定入口流速条件下,环形通道换热特性最优,小当量直径管道促进亚临界流体换热,大当量直径管道促进超临界流体换热。 展开更多
关键词 不同通道 超临界水 换热特性
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电流-频率转化法放大电离室探测器微电流信号
7
作者 李昆 万波 +6 位作者 田皓文 韦文彬 尹秋升 黎刚 吴志强 王海波 韩文兴 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2022年第6期1044-1047,共4页
首次提出了一种基于电流-频率转化的电离室探测器微电流信号放大技术,测试结果表明其性能指标满足甚至优于目前市场上同类技术.该技术具有广泛的应用前景.
关键词 核仪表 微电流 电流-频率(I-F)转化
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压水堆核电厂网络数字控制仿真平台方案研究 被引量：1
8
作者 张倬 董化平 张建民 《自动化与仪器仪表》 2015年第12期175-177,共3页
利用压水堆核电厂全范围仿真机,通过系统开发、硬件配置、电路设计等建立了基于以太网络的数字控制仿真平台,实现了仿真平台的网络数据通信和信号转换。为了对数据传输和控制效果进行验证,利用该平台进行了稳压器水位控制仿真对比试验,... 利用压水堆核电厂全范围仿真机,通过系统开发、硬件配置、电路设计等建立了基于以太网络的数字控制仿真平台,实现了仿真平台的网络数据通信和信号转换。为了对数据传输和控制效果进行验证,利用该平台进行了稳压器水位控制仿真对比试验,控制响应匹配良好。研究形成的控制信号传输方案以及建立的仿真平台,为利用网络技术开展核电厂数字控制仿真的研究设计工作奠定了技术基础。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 仿真 数字控制 网络
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超临界水冷堆CSR1000恒压启动特性研究
9
作者 周涛 李子超 +2 位作者 陈杰 刘亮 夏榜样 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期569-576,共8页
以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,参考日本超临界轻水堆恒压启动系统和超临界锅炉机组启动方式,编制了CSR1000超临界水堆恒压启动分析程序。计算结果表明,CSR1000采用恒压启动,高压补水箱质量流量先增大后减小,主给水泵流量先减小... 以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,参考日本超临界轻水堆恒压启动系统和超临界锅炉机组启动方式,编制了CSR1000超临界水堆恒压启动分析程序。计算结果表明,CSR1000采用恒压启动,高压补水箱质量流量先增大后减小,主给水泵流量先减小后增大;第一流程包壳温度高于第二流程包壳温度,两个流程的包壳最高温度都低于安全限值1 260℃;第一流程、第二流程冷却剂通道和慢化剂通道线功率密度在堆芯功率达到50%后都趋于稳定。CSR1000采用恒压启动方式不仅能够满足超临界水堆机组启动快速灵活,而且还可以高效平稳地达到安全运行要求。 展开更多
关键词 CSR1000 恒压启动 包壳温度 安全特性
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CSR1000堆芯流量分配的研究
10
作者 陈杰 周涛 +1 位作者 刘亮 夏榜样 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第3期81-86,共6页
以中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)堆芯为研究对象,建立热工水力计算模型,计算出冷却剂和慢化剂温度分布、堆芯功率分布、燃料组件出口压力及流量分配等参数。计算结果表明,适当增加堆芯内部燃料组件流量比例,可以有利于径向功率展... 以中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)堆芯为研究对象,建立热工水力计算模型,计算出冷却剂和慢化剂温度分布、堆芯功率分布、燃料组件出口压力及流量分配等参数。计算结果表明,适当增加堆芯内部燃料组件流量比例,可以有利于径向功率展平,内外燃料组件通道出口压降,呈现"N"型变化,增大内部燃料组件的堆芯入口功率,内部组件内的流量分配也将减少,而外部燃料组件通道中的流量将增加,适当调整堆芯入口流量初始分配比例,可以使各通道功率分布展平。 展开更多
关键词 CSR1000 内外燃料组件 流量分配 压降
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基于C8051F040的智能型电接点水位探头二次仪表设计
11
作者 吕鑫 朱毖微 吴茜 《测控技术》 CSCD 2018年第11期82-85,共4页
电接点水位探头是一种工业上常用的液位开关,二次仪表是影响电接点水位探头使用寿命的重要因素,为延长电接点水位探头寿命,提出了一种智能型电接点水位探头二次仪表的设计。二次仪表以C8051F040微控制器为核心并辅以激励电源产生电路、... 电接点水位探头是一种工业上常用的液位开关,二次仪表是影响电接点水位探头使用寿命的重要因素,为延长电接点水位探头寿命,提出了一种智能型电接点水位探头二次仪表的设计。二次仪表以C8051F040微控制器为核心并辅以激励电源产生电路、取样电路、多探头巡检电路和输出电路。二次仪表通过微控制器的软件进行控制,软件采用C语言编码,重要代码的编码采用SCADE建模后自动生成。实际测试结果表明,采用上述设计的二次仪表单台可接收8支水位探头信号,总响应时间不超过1s,能够有效提高水位探头寿命。 展开更多
关键词 电接点水位探头 二次仪表 C8051F040 SCADE
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岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统 被引量：27
12
作者 刘宏春 王涛涛 +3 位作者 王华金 周继翔 刘光明 许东方 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第1期1-4,9,共5页
岭澳二期核电站反应堆保护系统是我国自主设计的第一个数字化反应堆保护系统。本文介绍了岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统的总体结构、设计特点、定期试验以及自检等方面的内容。
关键词 核电站 数字化反应堆保护系统 定期试验
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压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法 被引量：28
13
作者 李兰 杨洪润 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第4期135-139,共5页
在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损... 在核电厂运行管理中,如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间。本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法。用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断。结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 燃料元件破损 诊断方法
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超临界水冷堆开发现状与前景展望 被引量：19
14
作者 李满昌 王明利 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期1-4,44,共5页
超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。... 超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。 展开更多
关键词 超临界水冷堆 开发现状 前景分析
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核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究 被引量：19
15
作者 刘鹏飞 林萌 +2 位作者 侯东 陈智 杨燕华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S1期48-51,64,共5页
建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统。该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用Visual Studio.NET开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工... 建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统。该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用Visual Studio.NET开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工程模拟机与现场DCS系统间的实时信号通讯,从而实现对DCS系统的功能验证。验证结果表明,系统能实现实时运行,并满足DCS系统硬件和逻辑功能测试的要求。 展开更多
关键词 核电厂 工程模拟机 分布式控制系统验证 数据采集系统
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广东岭澳核电二期工程数字化棒控棒位系统设计 被引量：19
16
作者 黄可东 张英 +3 位作者 王华金 钟立平 李国勇 张瑞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期105-109,共5页
广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的&... 广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的"一带一"控制;采用分组编码探测器对控制棒在堆芯中的位置进行监测。本文对其设计要求和设计特点进行了介绍,并将设计结果与岭澳核电一期和秦山二期棒控棒位系统的设计结果进行了比较。结果表明,岭澳二期的棒控棒位系统能为运行人员和维护人员提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,提高了系统的可靠性。 展开更多
关键词 数字化 棒控棒位系统 设计
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稳压器波动管热分层分析 被引量：14
17
作者 张毅雄 杨宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第6期13-17,共5页
为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化... 为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。 展开更多
关键词 稳压器波动管 热分层 应力分析
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基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发 被引量：16
18
作者 谭长禄 张虹 赵华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期53-56,62,共5页
研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环... 研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环特性进行了计算,其结果都能得到合理解释,由此表明程序开发是初步成功的。 展开更多
关键词 海洋条件 RELAP5程序 两流体 系统分析程序
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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进 被引量：16
19
作者 周高斌 罗英 +4 位作者 邱天 张亚斌 王小彬 曾鹏 谢国福 《压力容器》 2014年第3期70-76,共7页
反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 主螺栓 螺孔 螺纹损伤 改进
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SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计 被引量：16
20
作者 何正熙 余俊辉 +1 位作者 李小芬 苟拓 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期107-110,共4页
在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔT... 在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔTsat)来反映一回路的压力和温度。为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述。 展开更多
关键词 堆芯冷却监测 SOP EOP 系统设计
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