搜索结果: 16-30 共查到“知识库 核动力工程技术”相关记录317条 . 查询时间(5.335 秒)
地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数，分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似，分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响；对于算例厂址，地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险；我国核电厂安全壳结构地震风险较...
自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移
自然循环铅冷快堆 蒸汽发生器传热管泄漏/破裂 FLUENT 欧拉-拉格朗日方法 气泡迁移
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2021/2/26
蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一，对铅冷快堆而言，该事故发生后，二回路的高压水迅速进入一回路，会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆，对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究，基于ANSYS FLUENT，利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪，并对事故...
主回路滞流分支管振动超标的原因分析与设计优化
滞流分支 声频锁定 流声固耦合
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2021/2/23
在某核电厂热态功能试验中，巡视发现主回路的某滞流分支管振动超标。根据实测振动随温度变化的趋势、管道固有声模态分析和模态分析等，推测管道内流体的声振动激励引发管道共振。根据滞流管三通处流体的漩涡脱落频率计算和声振动频率计算，推测漩涡脱落与滞流管内流体的固有声振动频率锁定，引发声振动激励放大。综合分析计算和实测结果，确定滞流管振动超标的原因为流声固耦合振动。对管道支架进行了优化，以错开声固耦合共振频率...
超级均匀化方法在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中的应用与研究
Pin-by-pin计算 超级均匀化方法 中子泄漏 KAIST基准题
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2021/2/23
在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中，采用超级均匀化（SPH）方法作为均匀化技术，对燃料组件传统SPH因子进行计算，生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件，研究了与空间泄漏相关的SPH方法，在保证反应率守恒的基础上，同时保证各栅元各能群的中子泄漏率守恒，解决了存在中子泄漏时SPH因子迭代计算的不收敛问题，生成了反射层组件的等效均匀化参数。基于KAIST基准题，...
中广核综合热工水力与安全实验室（图）
核电站 自主核燃料组件 核电安全技术
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2023/1/16
中广核综合热工水力与安全实验室是中广核集团最重要的综合性实验研究平台，面向第三、四代先进核电站自主核燃料组件研发、先进核电安全技术及核电装备的自主研发和工程设计、核软件研发，在运电站运维和改进等方面，是“广东省核电安全重点实验室”和“深圳市核反应堆安全重点实验室”。基地积极开展核电进社区、进校园等活动，结合实验室情况组织特色教育活动等。
严重事故下反应堆压力容器下封头耦合烧蚀传热分析
反应堆压力容器 堆内滞留 壁面沸腾 耦合烧蚀传热
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2021/1/22
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）固壁在熔池作用下会发生烧蚀、减薄。开展RPV下封头耦合烧蚀传热分析对堆坑注水有效性论证和RPV剩余壁厚确认有重要的理论指导意义。本文以CPR1000反应堆压力容器为研究对象，在FLUENT 17.2平台下，基于动态网格方法和UDF二次开发，构建了综合考虑RPV固壁瞬态烧蚀与导热、RPV内壁热流密度再分布及RPV外壁过冷沸腾的全耦合计算模型，获取了9 0...
为满足超导射频腔及超导磁体低温下的加速器准直精度要求，对超流氦低温恒温器冷质量的准直调节方案进行分析。通过对冷质量的低温位移进行有限元模拟计算，获得其在2 K超流氦温区的位移变形量，利用拉伸丝型位移监测仪（WPM）在线测量数据来验证模拟分析方法。结果表明，模拟值与测量值具有较好的一致性，为底部支撑型式低温恒温器的准直调节方案设计提供了重要的数据基础。
空间核动力装置控制鼓系统试验样机快速复位时间测量方法研究
控制鼓系统 试验样机 综合测试平台 快速复位时间
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2021/1/25
控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全级设备，其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为测试控制鼓系统的快速复位时间，通过分析控制鼓系统的转动和传动过程，提出了快速复位零点判断、计算复位时间的方法。采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机和综合测试平台，对快速复位时间进行了实测试验。试验结果表明，该测试方法是真实、有效、可靠的，可应用于控制鼓系统各阶段研发、使用过程中快速复位时...
低活化马氏体钢热变形行为及机理型本构建模研究
低活化马氏体钢 热变形行为 本构方程 热加工图
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2021/1/25
利用Gleeble-3500热模拟试验机研究了低活化马氏体钢在变形温度为850～950 ℃、应变速率为0.001～1 s-1条件下的热变形行为。建立了流变应力本构方程，并评估了该方程的预测能力。绘制了低活化马氏体钢在不同应变下的热加工图。结果表明：在较高的应变速率条件下，该材料主要发生动态回复，在较高变形温度和较低应变速率下具有明显的动态再结晶特征；本构方程的预测结果与实验结果符合良好；变形温度8...
核电站γ辐射剂量仪校准实验室设备设计与研究
照射装置 蒙特卡罗 校准
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2021/1/22
核电站在运行过程中需大量的辐射剂量仪，以确保人员和环境的安全。参考辐射是辐射剂量仪校准工作必备的条件，由于核电站运行过程中辐射剂量仪使用数量巨大，因此核电站通常建设γ校准实验室用于辐射剂量仪的校准检定工作。结合蒙特卡罗方法完成了60Co单源照射装置和137Cs多源照射装置的优化设计，并利用PTW空腔电离室对辐射场的散射比例和均匀性进行测量，结果表明，γ校准实验室的技术参数满足ISO4037标准要求...
棒束通道内温度场分布特性研究
棒束通道 激光诱导荧光技术 温度分布 定位格架
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2021/1/22
可视化实验技术越来越多地被应用于核反应堆系统参数的测量，本文基于激光诱导荧光（LIF）技术的特点，介绍该技术的难点和解决方案，并对棒束通道定位格架下游稳态流和脉动流下温度分布进行了研究。结果显示，通过对系统光学特性和染色剂特性研究，可提高LIF技术的应用范围和测量精度。同时采用后处理技术，可获得更准确的温度场分布。通过对棒束通道定位格架下游全场温度进行测量，获得了稳态流和脉动流两种工况下温度的分布...
摇摆运动对弹状流向搅拌流转变边界的影响研究
摇摆运动 弹状流 搅拌流 流型转变边界
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2021/1/22
流型的精确识别对于改进两相压降的计算精度有重要意义。本文利用静止时实验数据对现有弹状流向搅拌流的转变准则进行了验证评价。在此基础上选择符合最好的转变准则，引入摇摆运动产生的瞬变外力场，构建了摇摆条件下弹状流搅拌流转变准则，利用摇摆条件下的实验数据进行了验证。对转变准则进行分析，结果表明，在现有工况范围内，随摇摆振幅的增大，弹状流向搅拌流转变略有提前，而摇摆周期对流型转变的影响可忽略。
基于方差分解的堆芯下封头熔池模型敏感性分析
方差分解 熔池模型 全局敏感性分析 SALib
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2021/1/11
下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型，具有关系式复杂、输入参数多且具有较大不确定性的特点，传统的局部敏感性分析方法在进行复杂模型敏感性分析时具有计算量大、效率低的缺点。本文基于方差分解的全局敏感性分析方法，采用中国核动力研究设计院自主研发的敏感性分析工具SALib和熔融物堆内滞留软件CISER，针对下封头壁面热流密度比等5个关键结果参数开展了输入参数敏感性分析，得到了输入参...
海洋核动力平台因其突出的安全性已成为当今核能领域热点研究问题之一，但在海洋等非惯性条件下会使一回路系统的热工特性发生变化。针对此问题，本文对几种典型的一回路系统在摇摆条件下的自然循环流量波动特性进行计算分析。分别建立典型的双环路、三环路、四环路的一回路系统模型布置方案，并同时考虑摇摆中心的位置，根据流体动量守恒方程，得到不同状态下一回路系统内的流量变化规律。对于单堆双环路系统，摇摆中心在船上/中/...
安全壳卸压排放过程模化分析
大型非能动先进压水堆 安全壳卸压 模化分析方法 现象过程识别与排序表
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2020/6/4
针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象，采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法，得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表（PIRT）。结果表明：排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态；乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利...