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中国原子能科学研究院加速器驱动次临界核能系统关键技术突破与工程实践
1
作者 张金山 秦博 +8 位作者 宁通 张靖驰 钱燕悦 孙志勇 余华金 王荣东 龙斌 朱庆福 杨红义 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2134-2143,共10页
加速器驱动次临界系统(ADS)作为革新型核能技术,在核废料嬗变、低碳能源供给及核燃料闭式循环领域展现了重要的战略价值。中国原子能科学研究院(简称原子能院)自21世纪初以来牵头国内ADS研究,针对系统物理特性、液态金属冷却剂工艺、耐... 加速器驱动次临界系统(ADS)作为革新型核能技术,在核废料嬗变、低碳能源供给及核燃料闭式循环领域展现了重要的战略价值。中国原子能科学研究院(简称原子能院)自21世纪初以来牵头国内ADS研究,针对系统物理特性、液态金属冷却剂工艺、耐腐蚀抗辐照材料及次临界反应堆设计等核心技术挑战,历经20余年技术攻关,在堆物理、铅铋合金控氧净化、散裂靶-堆芯耦合设计以及耐蚀结构材料研发等关键技术取得突破,支撑加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)项目的工程实践,为国家能源战略提供有力支撑。当前,人工智能技术的发展突飞猛进,为ADS的发展带了新的机遇,原子能院正积极开展相关研究,以推动ADS相关技术升级。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 核废料嬗变 加速器驱动嬗变研究装置 人工智能
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核电厂厚壁承压管道异种钢焊缝的焊接残余应力数值仿真研究
2
作者 陈明亚 余伟炜 +4 位作者 韩姚磊 林磊 彭群家 史芳杰 赵万祥 《机械强度》 北大核心 2025年第8期59-65,共7页
压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接... 压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接残余应力(Weld Residual Stress,WRS),容易导致疲劳或应力腐蚀裂纹的产生。首先,调研了国际上经测量和数值分析获得的核电厂DMW的WRS情况;其次,基于一种单元体的体积均匀加热的WRS快速仿真方法,获取了一回路热管段(RPV出口至SG进口之间的连接管段,其为一回路压力边界中运行参数最高的管段)DMW的WRS。数值仿真分析的结果与美国推荐的拟合包络曲线趋势一致,且整体上可以被美国推荐的拟合曲线包络,说明所述的WRS快速仿真方法是可行的。厚壁DMW的WRS数值较大,但在管道内、外表面位置处的应力值比美国的推荐值保守,表明在实际结构分析中可以获得更多的安全裕度。 展开更多
关键词 压水堆 异种钢焊缝 焊接残余应力 数值分析
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一体化快堆包壳用ODS合金的研制
3
作者 李静 李峻宏 +5 位作者 冯伟 熊良银 刘实 刘一哲 李依依 周培德 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期148-158,共11页
氧化物弥散强化(oxide dispersion strengthened,ODS)合金因为其优异的高温力学性能、耐辐照肿胀性能和耐腐蚀性能成为第4代裂变反应堆及一体化快堆包壳的优选结构材料,其杰出的综合性能与基体中弥散分布的、尺寸细小的纳米析出相密不... 氧化物弥散强化(oxide dispersion strengthened,ODS)合金因为其优异的高温力学性能、耐辐照肿胀性能和耐腐蚀性能成为第4代裂变反应堆及一体化快堆包壳的优选结构材料,其杰出的综合性能与基体中弥散分布的、尺寸细小的纳米析出相密不可分。通过机械合金化和热等静压工艺,研制了两组12Cr-ODS FeCr合金。采用旋转锻造和冷轧工艺实现ODS合金棒材和包壳管材的制备,并开展纳米析出相分析、力学性能测试及热物理性能检测。结果表明,两组合金中的纳米氧化物主要为立方结构的Y_(2)Ti_(2)O_(7),尺寸细小且弥散分布;少量C元素的添加增加纳米析出相的颗粒尺寸。纳米析出相在合金中的弥散分布不影响材料体系的膨胀系数和热导率,但是影响材料的比热容,增加材料在高温条件下的热惯性。由于合金内纳米析出相的高密度析出及其对位错和晶界的强钉扎,ODS合金棒材表现出优异的抗高温蠕变性能,ODS合金管材表现出优异的高温拉伸性能。 展开更多
关键词 包壳材料 氧化物弥散强化合金 纳米析出相 高温力学性能
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压水堆核电厂厚壁承压设备设计评价和在役评定分析探讨
4
作者 陈明亚 曹昱澎 +3 位作者 孙欣 余伟炜 彭群家 赵万祥 《压力容器》 北大核心 2025年第3期62-70,共9页
针对某核电厂一回路厚壁承压设备设计评价和在役评定中,评价准则和评价方法上存在的差异问题。以制定一回路温度-压力限值曲线为例,介绍设计中的“简略分析”和在役分析中“精确评定”在参考缺陷、焊接残余应力、材料断裂韧度、评定系... 针对某核电厂一回路厚壁承压设备设计评价和在役评定中,评价准则和评价方法上存在的差异问题。以制定一回路温度-压力限值曲线为例,介绍设计中的“简略分析”和在役分析中“精确评定”在参考缺陷、焊接残余应力、材料断裂韧度、评定系数等方面的差异情况,发现存在大量混淆设计评价和在役评定要求的情况,如较为普遍采用设计评价的技术思路评定在役阶段缺陷的安全性。基于不同分析假设的在服役阶段可接受缺陷信息和现有评价体系存在不足,忽略长期运行中客观条件的变化,缺乏对关键技术难点和科学问题的重视,自主提出影响安全的技术问题较少,建议后续国内可给出基于标准的分析案例。 展开更多
关键词 承压设备 核压力容器 P-T曲线 设计评价 在役评定
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磁力提升型CRDM的动态等效磁网络模型建立与多场耦合计算方法
5
作者 杨云 徐奇伟 +2 位作者 苗轶如 于天达 陈西南 《电工技术学报》 北大核心 2025年第10期3030-3043,共14页
磁力提升型控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆中控制核反应速率的关键电磁执行装置。其动态过程因电流响应、磁路饱和和运动状态间的交叉耦合而复杂,预测难度较大。为实现高精度的快速多物理场耦合计算,该文提出一种动态等效磁网络(DEMN)模... 磁力提升型控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆中控制核反应速率的关键电磁执行装置。其动态过程因电流响应、磁路饱和和运动状态间的交叉耦合而复杂,预测难度较大。为实现高精度的快速多物理场耦合计算,该文提出一种动态等效磁网络(DEMN)模型。该模型的关键在于使用正交网格线对CRDM各区域进行网格划分,从而统一磁阻计算公式,实现DEMN的快速建模。动态变化时,仅需调整运动区域的网格大小或位置,避免了冗余建模,减少了网格差异导致的计算误差。结合电路模型和动力学方程,提出一种同时考虑电流瞬态变化和磁路饱和的CRDM多物理场耦合计算方法。最后将计算结果与3D有限元分析(FEA)结果、实验结果进行比较,验证了所提DEMN模型的快速性和准确性,以及多场耦合计算方法的正确性。 展开更多
关键词 反应堆 控制棒驱动机构 等效磁网络 多场耦合
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压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发
6
作者 沈睿 刘畅 +1 位作者 唐力晨 王秉熙 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期151-159,共9页
对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此... 对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 SA-508-Ⅲ-1钢 环境影响疲劳 F_(en) 预测模型
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Ⅳ型压力容器内衬尺寸设计与非线性屈曲分析
7
作者 刘元朋 朱隆鑫 +3 位作者 曾光 王正鹤 陈坤 戈美馨 《郑州航空工业管理学院学报》 2025年第3期80-87,共8页
为预测Ⅳ型压力容器内衬临界载荷、探求其屈曲规律,基于理论分析和有限元仿真,提出一种Ⅳ型压力容器内衬尺寸的设计及检验方法。首先,给出Ⅳ型压力容器内衬的基本参数;其次,通过MATLAB建立内衬长度、直径和芯模转角的关系模型;再次,确... 为预测Ⅳ型压力容器内衬临界载荷、探求其屈曲规律,基于理论分析和有限元仿真,提出一种Ⅳ型压力容器内衬尺寸的设计及检验方法。首先,给出Ⅳ型压力容器内衬的基本参数;其次,通过MATLAB建立内衬长度、直径和芯模转角的关系模型;再次,确定系列内衬的尺寸参数;最后,基于有限元法对内衬模型进行特征值屈曲和非线性屈曲分析。结果表明,内衬的特征值屈曲临界载荷和非线性屈曲临界载荷随着长径比的增加总体呈下降趋势,初始缺陷的引入会显著降低内衬的临界载荷,内衬一阶屈曲模态的波纹数会随着长径比的增加而减少。 展开更多
关键词 压力容器 非线性屈曲 临界载荷 数值分析
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池式低温供热堆用堆芯构件及支承件的结构设计
8
作者 周寅鹏 《机电信息》 2025年第9期47-49,54,共4页
堆芯构件及支承件是池式低温供热堆的核心部件,由下至上依次包括堆芯底座、下吊篮、中吊篮、上吊篮等四大部件。根据相关功能要求和设计参数,对其进行合理的结构设计,并通过强度计算对其强度及稳定性进行校核。结果表明,堆芯构件及支承... 堆芯构件及支承件是池式低温供热堆的核心部件,由下至上依次包括堆芯底座、下吊篮、中吊篮、上吊篮等四大部件。根据相关功能要求和设计参数,对其进行合理的结构设计,并通过强度计算对其强度及稳定性进行校核。结果表明,堆芯构件及支承件的结构完整性及功能均满足设计要求,且其强度和刚度符合规范规定。 展开更多
关键词 低温供热堆 堆芯构件及支承件 结构设计
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一种核电反应堆热功率计算模型的工程实现研究
9
作者 程泽洋 李政希 +1 位作者 王海麟 周新志 《科学技术创新》 2025年第14期10-13,共4页
传统的计算核反应堆热功率的方法中,热平衡法和温差法各有缺陷,导致计算的热功率与实际值存在偏差。为了改善传统计算方法的计算精度,本文提出了一种热功率权重相加的计算方法,通过最小二乘回归计算出两种计算方法的权重,将两种方法的... 传统的计算核反应堆热功率的方法中,热平衡法和温差法各有缺陷,导致计算的热功率与实际值存在偏差。为了改善传统计算方法的计算精度,本文提出了一种热功率权重相加的计算方法,通过最小二乘回归计算出两种计算方法的权重,将两种方法的计算结果加权相加得到反应堆热功率。通过PCTRAN仿真数据进行验证,在功率从5000 MW降到4500 MW的过程中,本文方法计算结果的平均绝对百分比误差相较于热平衡法低了0.3%,比温差法低了3.6%,更加准确。 展开更多
关键词 反应堆热功率 热平衡法 温差法 权重 最小二乘回归
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试验堆堆芯蒙卡精细建模与应用验证
10
作者 宋雨鸽 刘水清 +1 位作者 王云波 康长虎 《科技视界》 2025年第30期87-92,共6页
试验堆主要应用于反应堆燃料元件、结构材料的辐照考验以及同位素生产等,针对不同的需求,需要开展一系列的反应堆物理计算工作。MCNP程序作为反应堆物理计算的重要手段之一,利用其进行反应堆物理问题计算时,必须对问题进行详细准确地描... 试验堆主要应用于反应堆燃料元件、结构材料的辐照考验以及同位素生产等,针对不同的需求,需要开展一系列的反应堆物理计算工作。MCNP程序作为反应堆物理计算的重要手段之一,利用其进行反应堆物理问题计算时,必须对问题进行详细准确地描述,但由于试验堆堆芯结构十分复杂,布置方式灵活多变,靠人工改写MCNP工作量巨大且极易出错。为了提高试验堆堆芯蒙特卡罗计算前期建模的效率和准确性,开发了试验堆与MCNP程序的接口程序——CEIP程序,文章主要介绍了CEIP程序的主要功能、流程、对燃料元件燃耗处理、改进、验证过程,并应用该程序计算并分析试验堆燃料轴向热中子注量率分布规律,结果证明了该程序的可靠性,可用于试验堆的相关堆芯计算。 展开更多
关键词 试验堆 MCNP 热中子注量率分布
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气冷微堆石墨堆芯抗震分析初探
11
作者 兰天宝 冯天佑 +1 位作者 黄忠 盛锋 《核技术》 北大核心 2025年第10期18-28,共11页
为评估气冷微堆石墨堆芯的结构安全性,获取堆芯石墨组件在地震激励下的应力状态。研究通过对比小尺寸石墨块碰撞试验与仿真模拟的加速度、速度曲线,发现仿真结果能够有效反映石墨块的碰撞规律,并可通过加速度及速度曲线识别其碰撞刚度... 为评估气冷微堆石墨堆芯的结构安全性,获取堆芯石墨组件在地震激励下的应力状态。研究通过对比小尺寸石墨块碰撞试验与仿真模拟的加速度、速度曲线,发现仿真结果能够有效反映石墨块的碰撞规律,并可通过加速度及速度曲线识别其碰撞刚度与阻尼参数。基于试验获得的关键参数,开展了堆芯石墨构件的仿真分析,并将其应用于堆芯抗震计算中。最终完成了全堆芯模型的计算模拟,获得了石墨构件之间的相互作用力,并采用失效概率法对结构进行了评价。结果表明,石墨堆芯在地震载荷作用下满足ASME设计规范要求。 展开更多
关键词 石墨堆芯 抗震分析 刚度 阻尼 失效概率
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热管冷却反应堆堆芯热力耦合程序开发
12
作者 孙腾 柴翔 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第7期121-132,共12页
为研究接触和轴向功率对热管冷却反应堆堆芯热力学性能的影响,基于FEniCS开源平台开发了一套热力耦合分析程序。该程序使用简化方法求解二维、三维接触压力,主要包括间隙传热模型、线弹性力学模型和多维接触压力求解模型。以MegaPower... 为研究接触和轴向功率对热管冷却反应堆堆芯热力学性能的影响,基于FEniCS开源平台开发了一套热力耦合分析程序。该程序使用简化方法求解二维、三维接触压力,主要包括间隙传热模型、线弹性力学模型和多维接触压力求解模型。以MegaPower反应堆为对象,首先使用商业软件ANSYS验证了程序的准确性,然后对堆芯进行热力耦合模拟,分析温度及Mises应力场。结果表明:考虑接触时,燃料棒峰值温度显著降低,Mises应力有所减小;基体峰值温度变化不大,Mises应力却显著增大;轴向功率主要影响燃料棒Mises应力,基体Mises应力则主要受接触压力影响。 展开更多
关键词 热管冷却反应堆 接触压力 间隙传热 热力耦合 有限元
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基于双焊炬工艺的管道焊接残余应力有限元模拟与实验测量对比研究
13
作者 李兴华 刘震顺 +2 位作者 吴桂毅 陈宏远 郑向远 《核动力工程》 北大核心 2025年第6期187-196,共10页
由于焊接残余应力是预测和避免核电厂管道环焊缝失效的关键因素之一,因此需要获取准确的管道环焊缝焊接残余应力分布。本文针对核电厂常用的高强度碳钢管道,采用基于双椭球热源模型的有限元模拟、X射线测量以及轮廓法测量的方法,对比研... 由于焊接残余应力是预测和避免核电厂管道环焊缝失效的关键因素之一,因此需要获取准确的管道环焊缝焊接残余应力分布。本文针对核电厂常用的高强度碳钢管道,采用基于双椭球热源模型的有限元模拟、X射线测量以及轮廓法测量的方法,对比研究了基于熔化极气体保护电弧双焊炬自动焊接管道焊接残余应力场的分布规律。研究结果表明,在焊接区域,轴向残余应力从外壁到内壁呈现“压应力-拉应力-压应力-拉应力”分布规律,环向残余应力为呈明显的“山”状分布的拉应力;在热影响区域,轴向残余应力从管道外壁到内壁呈现“拉应力-压应力”分布。焊缝区域表面轴向残余应力的有限元模拟结果和X射线测量结果重合度较高,沿焊缝厚度分布的轴向残余应力分布趋势与轮廓法测量结果分布趋势一致,且双焊炬自动焊工艺下导致的管道环焊缝压应力降低了焊缝表面开裂的可能性。 展开更多
关键词 双焊炬 残余应力 有限元模拟 X射线 轮廓法
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第二十二届全国反应堆结构力学会议在沪召开
14
《核技术》 北大核心 2025年第10期F0003-F0003,共1页
2024年10月27日至28日,由中国力学学会反应堆结构力学专业委员会主办,上海核工程研究设计院股份有限公司承办,国家能源非能动共性技术研发中心上海市核电工程技术研究中心、上海核能装备测试验证中心有限公司协办的第二十二届全国反应... 2024年10月27日至28日,由中国力学学会反应堆结构力学专业委员会主办,上海核工程研究设计院股份有限公司承办,国家能源非能动共性技术研发中心上海市核电工程技术研究中心、上海核能装备测试验证中心有限公司协办的第二十二届全国反应堆结构力学会议在上海核工院成功召开。 展开更多
关键词 全国反应堆结构力学会议 中国力学学会
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临界热通量下反应堆压力容器的极限承载能力研究 被引量：7
15
作者 朱建伟 毛剑峰 +2 位作者 李曰兵 包士毅 高增梁 《机械工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期45-52,共8页
熔融物堆内滞留(In-vessel retention,IVR)已成为核电厂处理堆芯熔融严重事故的一种有效管理策略。为使IVR成功,既要满足热失效准则,保证反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的局部热通量低于堆腔内冷却剂的临界热通量(Critica... 熔融物堆内滞留(In-vessel retention,IVR)已成为核电厂处理堆芯熔融严重事故的一种有效管理策略。为使IVR成功,既要满足热失效准则,保证反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)的局部热通量低于堆腔内冷却剂的临界热通量(Critical heat flux,CHF),也要确保RPV的压力边界完整性,避免发生结构失效。为此,需要对CHF下RPV的结构完整性进行分析。对CHF下某堆型的RPV进行热分析,得到了RPV器壁局部熔化后的有效几何模型和沿壁厚的温度分布。进而,考虑热载荷和压力载荷作用,对该RPV模型进行极限载荷分析和IVR 72 h蠕变分析,确定RPV的极限承载能力。结果表明,IVR初始时刻4.9 MPa内压作用下该RPV最薄器壁径向截面全面屈服,达到对应的极限条件;72 h后3.6 MPa内压下的最大局部蠕变应变为4.1%,而3.7 MPa下则高达42.5%。因此,可将3.6 MPa视为该堆型RPV在CHF工况下72 h内的极限载荷。 展开更多
关键词 临界热通量 堆内滞留 蠕变 反应堆压力容器 极限承载能力
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高温气冷堆石墨堆芯结构双层模型抗震研究 被引量：7
16
作者 孙立斌 史力 +3 位作者 王洪涛 王海涛 张振声 吴莘馨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B12期839-844,共6页
石墨堆芯结构包围球床堆芯,是高温气冷堆的重要组成部分。为满足其长期安全可靠运行的要求,使其设计合理、完整性得到保证,对石墨堆芯结构的动力学响应和结构完整性进行了研究,揭示其在运行中承受各种载荷条件(特别是地震)下的动态响应... 石墨堆芯结构包围球床堆芯,是高温气冷堆的重要组成部分。为满足其长期安全可靠运行的要求,使其设计合理、完整性得到保证,对石墨堆芯结构的动力学响应和结构完整性进行了研究,揭示其在运行中承受各种载荷条件(特别是地震)下的动态响应。完成的石墨堆芯结构双层模型抗震台试验中,测量模型在各种地震作用下的动力特性变化;考核石墨结构的刚度(变形)、强度和位移;分析榫、键等石墨构件的受力变形状况,整体结构的扭转。统计石墨构件经抗震试验后的破损数量,并分析了其破坏原因;通过初步的试验和模拟对比分析,探讨了石墨结构动力学响应的主要影响因素。为今后完成更大比例更复杂石墨堆芯结构模型抗震研究奠定了基础。 展开更多
关键词 高温气冷堆 石墨堆芯结构 双层模型 抗震研究
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反应堆下腔室结构优化设计 被引量：8
17
作者 张宏亮 刘海鹏 +1 位作者 方才顺 卢川 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第3期59-63,共5页
对目前现有的反应堆下腔室结构的不足进行优化分析,针对性地提出解决措施。分析中重点从下腔室结构的稳定性、可靠性和流场的不均匀性入手,采用简化结构和计算流体力学(CFD)计算下腔室流场,使反应堆下腔室具有结构简单、稳定可靠、流场... 对目前现有的反应堆下腔室结构的不足进行优化分析,针对性地提出解决措施。分析中重点从下腔室结构的稳定性、可靠性和流场的不均匀性入手,采用简化结构和计算流体力学(CFD)计算下腔室流场,使反应堆下腔室具有结构简单、稳定可靠、流场均匀等特点。 展开更多
关键词 反应堆 下腔室结构 流场 计算流体力学(CFD)
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承压热冲击下反应堆压力容器的概率评定进展与案例分析 被引量：10
18
作者 高增梁 李曰兵 雷月葆 《机械工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第20期67-78,共12页
在压水堆核电站运行中,某些工况可能会使反应堆压力容器(Reactor pressure vessels,RPV)经受承压热冲击(Pressurized thermal shock,PTS)瞬态,这给含缺陷RPV的结构完整性带来了一定的挑战。简要介绍含缺陷RPV在PTS条件下的筛选准则及其... 在压水堆核电站运行中,某些工况可能会使反应堆压力容器(Reactor pressure vessels,RPV)经受承压热冲击(Pressurized thermal shock,PTS)瞬态,这给含缺陷RPV的结构完整性带来了一定的挑战。简要介绍含缺陷RPV在PTS条件下的筛选准则及其结构完整性评定方法,重点阐述PTS下含缺陷RPV的概率评定方法。概率评定方法采用概率断裂力学(Probabilistic fracture mechanics,PFM)分析,主要内容包括不确定因素统计分析(裂纹检出率、裂纹尺寸、材料性能等)、裂纹启裂模型及穿透模型等。此外,还对适用于PTS分析的典型PFM程序进行评价。在此基础上,针对典型RPV利用自主开发的PFM程序进行两个典型PTS瞬态的案例分析和结构完整性评定。分析结果表明在60年设计寿命内分析瞬态下该RPV的失效频率低于核安全要求值。结合目前我国核电发展,针对PTS下RPV结构完整性概率评定提出几点建议。 展开更多
关键词 承压热冲击 概率断裂力学 结构完整性评定 反应堆压力容器
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基于结构安全裕量准则的反应堆压力容器承压热冲击分析 被引量：4
19
作者 陈明亚 吕峰 +3 位作者 王荣山 余伟炜 黄平 刘向兵 《中国电机工程学报》 EI CSCD 北大核心 2015年第20期5272-5277,共6页
针对反应堆压力容器承压热冲击分析中较普遍采用的结构临界失效状态下材料韧脆转变温度(RTNDT)参数存在局限性的问题,和同时分析热应力载荷与内压载荷时难以区分不同载荷类型对结构安全性能影响差别的问题,基于结构安全裕量准则,通过三... 针对反应堆压力容器承压热冲击分析中较普遍采用的结构临界失效状态下材料韧脆转变温度(RTNDT)参数存在局限性的问题,和同时分析热应力载荷与内压载荷时难以区分不同载荷类型对结构安全性能影响差别的问题,基于结构安全裕量准则,通过三维数值模拟,分别研究了热应力载荷与内压载荷对反应堆压力容器堆芯筒体段裂纹前沿最深点和界面点(母材与堆焊层界面处)处的起裂和止裂性能的影响。分析中考虑了裂纹尺寸、裂纹前沿温度和中子注量沿容器壁厚方向上分布等因素的影响。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 确定性断裂力学 安全裕量 有限元
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核压力容器缺陷验收确定性准则的失效概率分析 被引量：6
20
作者 李曰兵 金伟娅 +1 位作者 高增梁 雷月葆 《机械工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第6期27-35,共9页
在含缺陷结构完整性评定中,即使满足确定性分析要求,结构也会存在发生失效的可能。提出确定性缺陷验收准则所对应失效概率的分析方法,以计算在满足确定性分析要求的临界条件下结构的失效概率。采用该方法可以验证确定性缺陷验收准则是... 在含缺陷结构完整性评定中,即使满足确定性分析要求,结构也会存在发生失效的可能。提出确定性缺陷验收准则所对应失效概率的分析方法,以计算在满足确定性分析要求的临界条件下结构的失效概率。采用该方法可以验证确定性缺陷验收准则是否能够满足结构的概率要求,也可依据概率要求指导确定性缺陷验收准则中安全系数的制定。针对ASME BPVC第XI卷中基于应力强度因子的缺陷验收准则,以正常降温工况和承压热冲击事故工况为例,对一典型含缺陷反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)进行确定性分析和概率分析,得到相应工况下的临界裂纹尺寸及失效概率,并讨论安全系数对含缺陷RPV失效概率的影响。所分析案例表明,ASME标准中规定的安全系数在正常降温工况下尚不能保证RPV临界失效概率低于核安全的概率要求。 展开更多
关键词 缺陷验收准则 失效概率 安全系数 临界失效概率
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