基于势流体的核反应堆贮液容器动力特性分析

由于流-固耦合计算规模十分庞大,很少在工程中应用.本文采用势流体函数理论,将流-固耦合特征值方程的耦合项通过势函数联系,流体流动的非线性连续性方程可简化为线性椭圆方程,大大地缩减了流-固耦合计算的规模.通过实际的算例验证表明,采用基于势流体的流-固耦合方法求解贮液容器动力问题是十分高效的,适合在核反应堆工程中推广运用.     

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素.     

对标签印刷技术及设备的几点看法

随着标签(商标)应用的普及,标签印刷技术及设备日益受到关注.最近一两年,标签印刷及标签设备制造企业已成为一支生力军,吸纳各种印刷、印后技术之长,逐步形成了相对独立的体系,以适应标签应用领域的多元化发展.     

横掠水平管束间气-液两相流流型对流致振动激励的影响

在气-液两相流现有的Taitel流型图和Ulbrich&Mewes流型图的基础上,通过分析试验数据提出一种新的流型图,根据该流型图将垂直向上横掠水平管束的气-液两相流分为3种流型:泡状流、搅拌-泡状流和间歇流,给出这3种流型下的两相流作用在管束上的激励力的时间历程、功率谱密度曲线和功率谱密度峰值对应的Strouhal数...     

压水堆主系统T型三通管传热实验研究

对射流垂直向下入射至主流中，射流管与主管直径比为0．16时，在宽广的射流与主流流速比范围内（R＝0．01－1．5），测量了3个不同区域内加热装套管前后三通管传热情况，通过实验得到了不同流速比条件下不同区域的近壁流体温度及换热系数，比较了热套管对于三通管传热的影响，通过实验发现，热套管的主要影响区域是射流与主管连接区及射流管内，对于射流管下游区域的影响很小，在流速比较高时，热套管的影响作用更明显一些。     

带热套管的T型接管内流动换热的数值模拟和实验研究

为了分析核反应堆冷却剂系统中带热套管T型接管内由于注入非等横向射流导致的构件热冲击状况，本文应用计算流体力学商用软件FLUENT5．3进行了紊流流动换热的数值模拟，分析了主管及接管与热套间环腔内的流动换热特性，针对套管上开有通流小孔，并采用凸台支撑的热套管结构形式，模拟了射流与主流流速比为0．05及0．5两种典型工程，传热实验，研究了主管及接管内壁近壁区域的传热特性，并讨论了热套管尺寸变化对接管热冲击的影响，结果表明，数值模拟与实验数据吻合良好，热套管对构件的热保护程度与热套管结构形式及流速比密切相关，适当减小流速比有利于改善构件热应力状况。     

基于APDL的反应堆压力容器接管三维应力和疲劳分析方法

应用ANSYS参数化设计语言(APDL)编制程序,对反应堆压力容器接管的应力和疲劳分析过程进行优化,快速得到接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照RCC-M规范进行评定.     

厚壁三通管件非等温横向射流的数值模拟研究

为了研究压水堆核电站冷却剂系统中厚壁三通管件的热应力问题,模拟了速度比分别为0.05和0．5条件下的非等温横向射流,并通过固体区域与流体区域的耦合传热计算,获得了厚壁管件的温度分布。计算基于有限容积法,采用κ－ε紊流模型,计算结果与实验吻合良好。通过研究流速比横向射流的流动和传热特性,从流动机理上考察了流动结构对构件温度分布及热应力的影响,指出在实际运行中可能对厚壁三通管件产生热冲击,从而引起构件热疲劳破坏的主要因素。定性地讨论了不同流速比下构件承受的热冲击状况,为运行参数及构件的优化设计提供了理论依据。     

稳压器波动接管内套管的温度保护作用

在西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室水力试验台上进行了5：1 稳压器波动接管的瞬态温度模拟试验，实验研究了稳压器波动接管在密封套管和非密封套管两种结构形式，流体在正波动和负波动两种流动模式下，Re在4500－750000时，各测试点的瞬态温度变化，实验结果表明：密封套管具有良好的温度保护作用，能够有效保护波动接管免受热冲击和热疲劳作用，非密封套管的保护作用在低流速时微弱，高流速时基本消失。     

反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究.在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少.结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义.传热试验结果对反应堆安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为反应堆结构设计提供依据.