期刊文献+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
共找到4,747篇文章
< 1 2 … 238 >
每页显示 20 50 100
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
核级仪控设备加速可靠性鉴定试验及评估方法研究
1
作者 刘杰 李嘉明 +5 位作者 张林 黄彦平 吕建成 汤臣薇 韩志栋 徐长哲 《核动力工程》 北大核心 2026年第1期300-305,共6页
核级仪控设备作为核能系统的测控设备,承担着核能系统信号测量和设备控制任务,一旦功能丧失,轻则导致停堆停产,重则造成人员伤亡,因此在核级仪控设备供货前开展可靠性鉴定试验工作是设备研制的重点之一。然而传统可靠性鉴定试验面临试... 核级仪控设备作为核能系统的测控设备,承担着核能系统信号测量和设备控制任务,一旦功能丧失,轻则导致停堆停产,重则造成人员伤亡,因此在核级仪控设备供货前开展可靠性鉴定试验工作是设备研制的重点之一。然而传统可靠性鉴定试验面临试验成本高、试验周期长等现实问题,无法满足设备研制进度要求。鉴于此,本文提出了核级仪控设备加速可靠性鉴定试验及评估方法,在现行可靠性鉴定试验标准的基础上引入加速试验方式,缩短试验周期、降低试验成本;同时,在可靠性指标定量评估中引入数值积分方法,准确高效地完成核级仪控设备可靠性指标平均故障间隔时间(MTBF)的评估工作。该方法的提出能够有效保障核级仪控设备的研制进度,同时也为相似产品的加速可靠性鉴定试验提供了参考价值。 展开更多
关键词 核级仪控设备 可靠性鉴定试验 加速试验 可靠性指标 平均故障间隔时间(MTBF)
原文传递
空间核反应堆电源承力结构拓扑优化设计研究
2
作者 黄伟 杨夷 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第2期412-424,共13页
空间核反应堆电源(简称空间堆电源)承力结构作为空间堆电源系统的核心部件,承担着在多种工况条件下反应堆及设备的固定及维持电源整体结构稳定的任务。针对空间堆电源承力结构在极端体积分数和极端载荷分布下的设计难题,以JIMO项目空间... 空间核反应堆电源(简称空间堆电源)承力结构作为空间堆电源系统的核心部件,承担着在多种工况条件下反应堆及设备的固定及维持电源整体结构稳定的任务。针对空间堆电源承力结构在极端体积分数和极端载荷分布下的设计难题,以JIMO项目空间堆电源为对象,提出一种多设计域(简称多域)协同的拓扑优化方法。采用变密度法和水平集方法进行优化,将设计域分为内、外层区域,建立考虑多工况的多域协同优化模型,以加权柔顺度为目标函数,以各设计域体积分数为约束函数。通过模态分析,确定了薄弱方向并构建横向加速度分布工况。采用正交实验设计,系统探究内、外层设计域体积分数及优化方法对传力路径的影响规律。研究表明,该方法能有效解决极端体积分数和极端载荷分布带来的部件悬空问题,为空间堆电源承力结构的工程优化设计提供参考和依据。 展开更多
关键词 拓扑优化 多设计域 空间核反应堆电源 承力结构 传力路径
在线阅读 下载PDF
基于降阶模型的反应堆压力容器保温结构传热性能逆优化设计
3
作者 赵杰 戴艳俊 +2 位作者 王云刚 郭镇源 白帆 《核技术》 北大核心 2026年第1期165-177,共13页
为了改善反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)保温结构在正常运行条件下的热泄漏现象,合理的参数设计对其安全运行至关重要。然而,传统的试错法设计低效,且难以从众多的变量中识别出最佳的参数组合。本文提出了一种基于本征正... 为了改善反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)保温结构在正常运行条件下的热泄漏现象,合理的参数设计对其安全运行至关重要。然而,传统的试错法设计低效,且难以从众多的变量中识别出最佳的参数组合。本文提出了一种基于本征正交分解(Proper Orthogonal Decomposition,POD)的逆设计方法,旨在提高RPV保温结构传热性能。首先,将保温层外壁平均热流(q_(ave))、平均温度(T_(ave))以及混凝土局部最高温度(T_(max))作为优化目标,利用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法生成24组工况作为POD快照。其次,利用验证后的POD方法重构了275组工况以反映设计变量与优化目标间的映射关系。最后,定义了一个百分制无量纲参数(F_(POD))来评价其综合传热性能。研究结果表明:POD重构结果有效地保留了原始物理场信息,其预测的平均决定系数(R^(2))超过0.95,平均相对偏差(Mean Relative Deviation,MRD)低于2.87%。同时,相比于CFD方法能够节省约99%的CPU时间。结果表明:综合分数F_(POD)为97.4的变量组合(2 mm-16℃-309.5℃)性能最佳,与RPV保温结构原型设计相比综合传热性能提高了59.2%。 展开更多
关键词 RPV保温结构 降阶模型 逆设计 数值模拟 本征正交分解
原文传递
基于增材制造的稳压器喷雾头研制
4
作者 李焕鸣 邓丰 +3 位作者 张立玉 郑光耀 杨柯 袁宏 《电焊机》 2026年第3期82-87,共6页
为探索增材制造技术在核电稳压器喷雾头中的应用潜力,针对传统制造在复杂结构成型上的局限,结合结构优化设计与先进制造工艺,开发了新型一体化制造方案。通过计算流体力学(CFD)优化喷雾头内部流道,采用选区激光熔融技术(SLM)制备样品,... 为探索增材制造技术在核电稳压器喷雾头中的应用潜力,针对传统制造在复杂结构成型上的局限,结合结构优化设计与先进制造工艺,开发了新型一体化制造方案。通过计算流体力学(CFD)优化喷雾头内部流道,采用选区激光熔融技术(SLM)制备样品,经工艺参数优化确定最佳激光功率、扫描速度及层厚组合。性能测试表明,增材制造喷雾头的喷雾角度控制、流量分布均匀性等指标均满足设计要求,且材料力学性能与微观组织优良。与传统机加工相比,该技术在制造效率、材料利用率上优势显著,同时消除了传统分体式结构的紧固件异物风险。本研究验证了增材制造在核电关键部件制造中的可行性,为相关产品智能制造提供了新路径,也为其他核电设备的增材制造应用提供了参考。 展开更多
关键词 增材制造 稳压器喷雾头 工艺优化 性能测试
在线阅读 下载PDF
国产化反应堆棒位探测器故障机理探讨
5
作者 张天元 武国利 +2 位作者 宋建锋 马影 余俊辉 《核电子学与探测技术》 北大核心 2026年第1期116-121,共6页
针对国内某核电厂国产化控制系统棒位探测器多次出现故障报警的问题,对故障探测器进行拆解分析,确认其主要失效原因为线圈冷压焊接头失效。在深入研究工艺机理的基础上,将原冷压焊工艺优化为绞接钎焊工艺,并同步改进接头固定方式。改进... 针对国内某核电厂国产化控制系统棒位探测器多次出现故障报警的问题,对故障探测器进行拆解分析,确认其主要失效原因为线圈冷压焊接头失效。在深入研究工艺机理的基础上,将原冷压焊工艺优化为绞接钎焊工艺,并同步改进接头固定方式。改进后的棒位探测器经试验验证及实际运行测试,未再出现类似故障,显著提升了设备的运行可靠性及国产化部件的工程适用性。 展开更多
关键词 反应堆控制棒 冷压焊 钎焊 棒位探测器 工艺优化
在线阅读 下载PDF
燃料组件边角栅元临界热流密度试验研究
6
作者 王喆 《科技创新与应用》 2026年第2期7-10,14,共5页
为深入探究燃料组件边角栅元的临界热流密度(CHF)特性,以及典型栅元和冷壁栅元试验所获CHF关系式对边角栅元的适用性,在中广核研究院大型热工试验装置(LATHY)上开展边角栅元CHF试验。试验装置由25根5×5排列的轴向均匀加热棒构成,... 为深入探究燃料组件边角栅元的临界热流密度(CHF)特性,以及典型栅元和冷壁栅元试验所获CHF关系式对边角栅元的适用性,在中广核研究院大型热工试验装置(LATHY)上开展边角栅元CHF试验。试验装置由25根5×5排列的轴向均匀加热棒构成,其中外围19根为低功率冷棒,中心6根为高功率热棒,功率比1∶0.8,加热棒内壁沿轴向布置热电偶监测温度。试验条件覆盖的压力范围为10~17 MPa(a),入口温度范围为140~300℃,入口质量流量范围为1 300~4 100 kg/(m^(2)·s),共获取10个数据。对比分析设计与实际工况运行参数后,发现试验参数偏差控制在小范围内,表明试验高度的可控性。计算结果表明,CHF实测值与预测值偏差控制在20%以内,且CHF预测位置与实测位置一致,验证预测模型准确性。典型栅元和冷壁栅元试验所得CHF关系式基本适用于边角栅元。 展开更多
关键词 边角栅元 偏离泡核沸腾比 临界热流密度 棒束试验 燃料组件
在线阅读 下载PDF
核级闸阀阀杆传动螺母断裂分析及处理
7
作者 胡广董 熊钱竞 +4 位作者 乔欢欢 刘昌禄 谢月丰 蒋振华 蔡宇琪 《中国设备工程》 2026年第S1期211-213,共3页
1RIS033VP是核安全相关的SPV设备,在日常定期试验期间,该阀门阀杆传动螺母断裂导致阀门无法全开,定期试验不合格。本文从阀杆传动螺母的设计加工及使用情况入手,将原因分为:(1)阀杆传动螺母备件质量问题;(2)阀杆传动螺母设计强度不足;(3... 1RIS033VP是核安全相关的SPV设备,在日常定期试验期间,该阀门阀杆传动螺母断裂导致阀门无法全开,定期试验不合格。本文从阀杆传动螺母的设计加工及使用情况入手,将原因分为:(1)阀杆传动螺母备件质量问题;(2)阀杆传动螺母设计强度不足;(3)电动头输出异常;(4)阀杆传动螺母工作环境恶劣。通过理化分析、分析计算的方式,确认断裂原因为Al元素超标及热处理工艺差。同时,针对原因,从验收文件管控上提出了相应的优化措施,从设备管理角度上针对该阀门的预防性维修内容进行了优化,提升了该SPV设备的可靠性。 展开更多
关键词 楔式闸阀 阀杆传动螺母 断裂
在线阅读 下载PDF
核主泵内置冷却系统内侧流道传热特性研究
8
作者 唐堃 杨乐宁 +4 位作者 董辉 尹彬 杨逸竹 符伟 罗志远 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期261-270,共10页
轴封型核主泵内置冷却系统(BCS)内侧流道内伴有轴向流动高雷诺数泰勒-库特流(TCF)的传热特性是亟待解决的科学问题之一。本文建立Realizable k-ε结合可扩展壁面函数的计算模型,并通过实验验证,对某百万千瓦级核电厂轴封型核主泵BCS内... 轴封型核主泵内置冷却系统(BCS)内侧流道内伴有轴向流动高雷诺数泰勒-库特流(TCF)的传热特性是亟待解决的科学问题之一。本文建立Realizable k-ε结合可扩展壁面函数的计算模型,并通过实验验证,对某百万千瓦级核电厂轴封型核主泵BCS内侧流道传热特性进行分析。结果表明,内侧流道在窄间隙及凹槽内充满涡旋;从内侧流道入口到出口注入水温度表现为缓慢升温-较剧烈升温-基本恒定的分段规律;转速对温度分布和对流换热系数影响最大,注入水流量次之,径向槽数最小;转速从200 r/min升至1500 r/min时,内侧流道出口截面平均温度由315.81 K增至336.98 K,旋转壁面平均对流换热系数从12.12×10^(3)W/(m^(2)·K)增至47.75×10^(3)W/(m^(2)·K);注入水流量从0.05 kg/s增至0.40 kg/s时,出口截面平均温度先升后降,旋转壁面平均对流换热系数变化较小;径向槽数从0增至8个时,出口截面平均温度从335.75 K升高至337.05 K,旋转壁面平均对流换热系数先增后减。 展开更多
关键词 核主泵 内置冷却系统(BCS) 内侧流道 泰勒-库特流(TCF) 传热
原文传递
基于热流固耦合的余热排出泵机械密封性能分析
9
作者 唐菲菲 林俊杰 +3 位作者 李途滔 高拥军 赵燮霖 周进雄 《核技术》 北大核心 2026年第1期133-143,共11页
余热排出泵(Residual Heat-removal Pump,RRA pump)是核反应堆停堆时去除堆芯放射性衰变热及维持一回路热平衡的核心设备,其密封性与结构完整性直接影响核动力装置的安全稳定运行,因此对热冲击作用下RRA泵机械密封的泄漏率进行评估十分... 余热排出泵(Residual Heat-removal Pump,RRA pump)是核反应堆停堆时去除堆芯放射性衰变热及维持一回路热平衡的核心设备,其密封性与结构完整性直接影响核动力装置的安全稳定运行,因此对热冲击作用下RRA泵机械密封的泄漏率进行评估十分必要。通过建立某核电厂RRA泵及其机械密封三维模型,采用单向热流固耦合方法实现特定工况下RRA泵和机械密封内部流场及温度场计算分析,获得机械密封的轴向变形情况,并对其主要密封区域的泄漏特性开展分析。分析结果显示,由于机械密封动静环端面的摩擦生热以及冷却水的冲刷,密封端面的温度沿径向方向先增大后减小,导致密封端面的泄漏通道呈现出中间窄、两端宽的形状。通过计算得到的机械密封泄漏率与某核电厂的实际运行情况基本一致。研究结果为反应堆一回路中RRA泵的密封性能评估提供了一种准确的数值模拟方法,具有实际工程意义。 展开更多
关键词 余热排出泵 机械密封 热流固耦合 泄漏率
原文传递
热管反应堆无机耐高温导热涂层的应用与研究现状
10
作者 曲比次洛 李荣博 +4 位作者 夏栓 巴发海 姜佳璇 乔佳玺 龚嶷 《机械工程材料》 北大核心 2026年第3期47-56,共10页
热管反应堆因具有结构紧凑、传热效率高和固有安全等特点而在深海、深地等极端环境核能应用中展现出重要潜力。为实现堆芯燃料与热管间的高效传热以及系统的长期稳定运行,需在热管与结构基体间引入无机耐高温导热涂层。围绕热管反应堆... 热管反应堆因具有结构紧凑、传热效率高和固有安全等特点而在深海、深地等极端环境核能应用中展现出重要潜力。为实现堆芯燃料与热管间的高效传热以及系统的长期稳定运行,需在热管与结构基体间引入无机耐高温导热涂层。围绕热管反应堆工程需求,综述了无机耐高温导热涂层的应用设计原则,系统概述了涂层的导热性能、高温稳定性、界面结合性能、热物性匹配性、辐照稳定性及化学相容性等关键性能要求;总结了典型材料体系,并重点介绍了硅基无机耐高温导热涂层材料的制备方法;概括了无机耐高温导热涂层的性能评价方法以及基于退化规律的寿命预测模型;最后,给出了未来无机耐高温导热涂层的发展方向。 展开更多
关键词 热管反应堆 无机耐高温导热涂层 界面可靠性 性能评价 寿命预测
在线阅读 下载PDF
声驱动气泡振荡的阻尼机制与声波衰减特性分析
11
作者 姜羽 姜根山 +1 位作者 孙建浩 周子舒 《动力工程学报》 北大核心 2026年第4期59-68,共10页
为了研究蒸汽发生器沸腾区的声传播特性,对高温、高压条件下,声波驱动水中气泡振荡的阻尼机制和气泡引起声波的衰减特性进行了分析。同时基于气泡阻尼理论,结合含气泡水中声传播的线性模型,推导了含气泡水中阻尼和衰减与边界层厚度之间... 为了研究蒸汽发生器沸腾区的声传播特性,对高温、高压条件下,声波驱动水中气泡振荡的阻尼机制和气泡引起声波的衰减特性进行了分析。同时基于气泡阻尼理论,结合含气泡水中声传播的线性模型,推导了含气泡水中阻尼和衰减与边界层厚度之间的关系。结果表明:在a_(0)=10^(-6)~10^(-3)m、f=20~20000 Hz内,气泡振荡系统处于欠阻尼状态;当a_(0)=10^(-3)m、d≥0.2时,气泡振荡系统存在过阻尼状态;在高温高压条件下,热阻尼在总阻尼系数中占据主导地位,是引起声波耗散的主要因素;边界层厚度对声波衰减具有显著影响,声波衰减系数随着d的增大先增大后减小。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 气泡振荡 阻尼 边界层 声波衰减
在线阅读 下载PDF
HFETR堆芯监视系统研制
12
作者 余洁 吴瑞 +2 位作者 刘豪 王亚军 冯浩志 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期279-284,共6页
针对高通量工程试验堆(HFETR)堆芯燃料元件倒换过程中无视频监控、堆芯人工装载检查效率低、人因失误风险大等问题,根据HFETR堆内结构、堆内辐照装置和控制棒的布置情况,研制了一套用于HFETR燃料元件倒换过程中监控以及倒换后装载检查... 针对高通量工程试验堆(HFETR)堆芯燃料元件倒换过程中无视频监控、堆芯人工装载检查效率低、人因失误风险大等问题,根据HFETR堆内结构、堆内辐照装置和控制棒的布置情况,研制了一套用于HFETR燃料元件倒换过程中监控以及倒换后装载检查的堆芯监视系统。该监视系统包含堆内安装模块、显示系统以及图像处理软件。堆外和堆内模拟试验表明,该堆芯监视系统具有操作简单安全、自动化程度高、元件特征识别准确率高等特点,满足HFETR堆芯监控与堆芯装载检查要求。该系统提高了HFETR燃料元件倒换和装载检查的工作效率,减少了人员受照剂量,降低了人因失误风险,并使HFETR具备堆芯装载影像溯源能力。 展开更多
关键词 高通量工程试验堆(HFETR) 堆芯装载 燃料元件 视频监控
原文传递
核电厂蒸汽发生器二次侧异物磨损分析
13
作者 王威 孙悦恒 +2 位作者 刘兴 陈孟 杨星 《化工装备技术》 2026年第1期35-39,共5页
核电厂蒸汽发生器传热管因异物侵入导致磨损是影响核安全的关键问题。传热管磨损破损后,放射性物质可能泄漏至二回路系统,进而引发非计划停堆及次生危害。为了准确评估传热管的服役寿命,本研究基于磨损机理分析,建立了传热管穿壁时间的... 核电厂蒸汽发生器传热管因异物侵入导致磨损是影响核安全的关键问题。传热管磨损破损后,放射性物质可能泄漏至二回路系统,进而引发非计划停堆及次生危害。为了准确评估传热管的服役寿命,本研究基于磨损机理分析,建立了传热管穿壁时间的预测模型,并通过圆柱形异物的三维磨损接触方程,推导了传热管壁厚减薄速率的计算公式,求解得到穿壁破坏时间。结果表明,在给定工况参数下,目标传热管的预估穿壁破坏时间为899 d。该模型实现了对一维线性磨损过程的量化表征的目的。 展开更多
关键词 蒸汽发生器 传热管 异物 磨损
在线阅读 下载PDF
AFA3G燃料棒外观缺陷智能检测系统研究
14
作者 曹微 张小刚 +1 位作者 俞东宝 汤慧 《设备管理与维修》 2026年第3期174-178,共5页
燃料棒是核燃料组件的重要组成部分,其外观质量是燃料组件的关键特性。目前燃料棒外观缺陷采用人工目视检测,缺陷结果无法定量,受检验人员经验影响。AFA3G燃料棒外观缺陷智能检测系统以机器视觉技术替代人工目视检测,可保证连续检测的... 燃料棒是核燃料组件的重要组成部分,其外观质量是燃料组件的关键特性。目前燃料棒外观缺陷采用人工目视检测,缺陷结果无法定量,受检验人员经验影响。AFA3G燃料棒外观缺陷智能检测系统以机器视觉技术替代人工目视检测,可保证连续检测的灵敏度和稳定性,避免人为失误,是提升检测效率与元件质量判定可靠性的有效手段,能准确识别划伤、磕伤、异物、焊缝氧化色及成形不良缺陷,实现缺陷的精准定位与定量。 展开更多
关键词 燃料棒 外观缺陷检测 机器视觉
在线阅读 下载PDF
辐照后燃料组件格架宽度测量技术研究
15
作者 阳雷 高三杰 杨帆 《科学技术创新》 2026年第3期69-72,共4页
核电站反应堆燃料组件在运行期间受到高温、高压和高辐射环境影响,可能会发生变形的情况。当变形严重时会导致装卸料困难、控制棒不能完全插入等安全事故。因此,对辐照后燃料组件的变形程度进行测量和评估是确保反应堆安全运行的有效手... 核电站反应堆燃料组件在运行期间受到高温、高压和高辐射环境影响,可能会发生变形的情况。当变形严重时会导致装卸料困难、控制棒不能完全插入等安全事故。因此,对辐照后燃料组件的变形程度进行测量和评估是确保反应堆安全运行的有效手段,而燃料组件格架宽度变化程度是评价燃料组件变形程度的关键指标之一。本研究即是以燃料组件为对象,通过开展格架宽度LVDT测量技术研究,在格架宽度测量标样上进行工艺试验,确定了检查系统的功能性和测量精度满足检查要求,为后续对燃料组件变形程度进行综合评价提供了技术支撑。 展开更多
关键词 燃料组件 格架宽度 LVDT
在线阅读 下载PDF
一种核电厂事故冷却水箱用3D打印高效热管换热单元技术研究
16
作者 胡彧 何戈宁 +3 位作者 冯杰 张立玉 王敬松 韩隽雅 《电焊机》 2026年第3期103-110,共8页
针对“华龙一号”核电厂二次侧非能动余热排出系统事故冷却水箱在长期运行中因沸腾干烧导致非能动运行时间受限的问题,提出一种基于增材制造技术的高效热管换热单元。通过热管传热极限分析,明确了传统热管在携带极限、沸腾极限及蒸发段... 针对“华龙一号”核电厂二次侧非能动余热排出系统事故冷却水箱在长期运行中因沸腾干烧导致非能动运行时间受限的问题,提出一种基于增材制造技术的高效热管换热单元。通过热管传热极限分析,明确了传统热管在携带极限、沸腾极限及蒸发段与冷凝段环境换热极限方面的性能瓶颈。利用激光选区熔融(SLM)增材制造技术,设计制备了内部填充点阵结构、外部设置薄形翅片的蒸发段与冷凝段复杂结构,并在冷凝段增设导流套筒以增强自然对流换热。数值模拟结果表明,导流套筒产生的“烟囱效应”可使冷凝段换热功率提升至无套筒时的2倍以上。在此基础上,搭建了重力热管试验平台,开展不同结构组合与充液量条件下的传热性能试验。结果表明,增材制造热管的传热性能显著优于传统结构,其中由复杂蒸发段与多个模块化冷凝段组合构成的热管(HP-1-4)最大传热量达2187 W,验证了增材制造技术在提升热管传热面积与传热效率方面的显著优势。 展开更多
关键词 增材制造 热管 非能动余热排出 事故冷却水箱
在线阅读 下载PDF
一种重型电离辐射防护门设计分析
17
作者 温毅 李龙 +4 位作者 邵晓宙 康文凯 李哲宇 张东 郝晓华 《科学技术创新》 2026年第7期103-106,共4页
根据基本要求,对常见电离辐射防护门结构进行了分析对比,针对该屏蔽门重量大、运转稳定性要求高的特点将承重轨道设计为两条,能够降低屏蔽门倾覆的同时有效改善屏蔽门底部受力情况;同时轨道轮组件设计安装于地槽内,轨道安装于屏蔽门底... 根据基本要求,对常见电离辐射防护门结构进行了分析对比,针对该屏蔽门重量大、运转稳定性要求高的特点将承重轨道设计为两条,能够降低屏蔽门倾覆的同时有效改善屏蔽门底部受力情况;同时轨道轮组件设计安装于地槽内,轨道安装于屏蔽门底部能够有效降低门体高度。设计了地槽填充体,其能够在轨道轮上跟随屏蔽门运动,当屏蔽门打开时,填充体门洞前地槽填满,满足车辆、人员同行要求。 展开更多
关键词 屏蔽门 双轨 地槽填充体
在线阅读 下载PDF
核电一体化接管建模与分析
18
作者 唐奕辰 谢罗峰 《南方农机》 2026年第6期122-126,共5页
【目的】解决现有建模方法存在流动压降计算偏差及优化不足的问题,优化核电一体化接管的流阻特性。【方法】基于计算流体动力学(CFD)方法,构建高精度流道几何模型,采用Realizable k-ε湍流模型和SIMPLE算法,模拟氦气与氙气混合工质在高... 【目的】解决现有建模方法存在流动压降计算偏差及优化不足的问题,优化核电一体化接管的流阻特性。【方法】基于计算流体动力学(CFD)方法,构建高精度流道几何模型,采用Realizable k-ε湍流模型和SIMPLE算法,模拟氦气与氙气混合工质在高温高压工况下的流动状态,并通过多面体网格划分与无关性验证确保计算精度。【结果】1)模型进出口总压降为20570 Pa,内管弯头处因流动方向突变产生局部高压,是内管压降的主要来源;2)外管与内管交接区域压力集中,且入口竖直段因流道截面急剧变化形成大范围漩涡,导致速度分布不均(扩张管区域速度接近1 m/s),造成能量显著损失,成为外管压降的关键因素。【结论】通过减少弯头数量、增大转弯半径及优化外管结构,可有效改善流阻性能。本研究可为一体化接管的水力性能优化与经济性提升提供参考。 展开更多
关键词 接管设计 数值模拟 流阻特性
在线阅读 下载PDF
核反应堆辐照样品水下转运工艺研究与实践
19
作者 李高超 《设备管理与维修》 2026年第5期113-115,共3页
B-428型核反应堆压力容器辐照样品安装在压力容器内壁,定期将辐照样品取出并开展相关试验可实现对机组核反应堆压力容器金属母材机械性能的监测。活化的辐照样品取出过程涉及设备水下精确定位、高可靠性远距离脱连扣、高放样品水下屏蔽... B-428型核反应堆压力容器辐照样品安装在压力容器内壁,定期将辐照样品取出并开展相关试验可实现对机组核反应堆压力容器金属母材机械性能的监测。活化的辐照样品取出过程涉及设备水下精确定位、高可靠性远距离脱连扣、高放样品水下屏蔽等作业,作业位置敏感,操作风险高。设计高可靠性的辐照样品转运工艺与装置,并提出辐照样品卡涩情况下的样品转运方法,确保辐照样品水下转运工作的安全开展。 展开更多
关键词 核反应堆压力容器辐照样品抽取 高放样品水下转运 远程定位
在线阅读 下载PDF
钠冷快堆主泵固有频率设计的工程方法
20
作者 李晓轩 刘亚楠 +1 位作者 浦恩山 曾晓佳 《核动力工程》 北大核心 2026年第2期184-189,共6页
钠冷快堆主泵及其支撑筒构成了底端固定的梁式结构,其固有频率的设计精度对泵的稳定运行有重要意义。本文根据弹性系统的能量守恒,从梁横向振动的微分方程出发,通过推导考虑液钠附加质量效应的主泵及其支撑筒等效梁模型的动能和应变能... 钠冷快堆主泵及其支撑筒构成了底端固定的梁式结构,其固有频率的设计精度对泵的稳定运行有重要意义。本文根据弹性系统的能量守恒,从梁横向振动的微分方程出发,通过推导考虑液钠附加质量效应的主泵及其支撑筒等效梁模型的动能和应变能理论公式,获得了由液钠附加质量、主泵及其支撑筒的刚度和质量分布表达的固有频率计算式。理论推导过程和结果表明,液钠附加质量效应对主泵及其支撑筒固有频率的影响不足1%,通过支撑筒底部加强(增加壁厚)提高频率的最优范围是总高度的50%。本文的研究及计算方法可用于钠冷快堆主泵及其支撑筒的固有频率的设计和评估。 展开更多
关键词 钠冷快堆 主泵 固有频率 底端固定 液钠附加质量效应 梁的振动
原文传递
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
上一页 1 2 … 238 下一页 到第 页
使用帮助 返回顶部