毛庆
- 作品数：38 被引量：90H指数：7
- 供职机构：西安交通大学更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金四川省青年科技基金国家教育部博士点基金更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程动力工程及工程热物理理学更多>>
- 秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析被引量：7
- 2003年
- 介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况。主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据。同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考。
- 毛庆曾忠秀王伟
- ６００ＭＷｅ核电站蒸汽发生器底封头整体应力分析
- 翁爱娟毛庆
- 关键词：核电站应力分析子结构法有限元法
- 流体分配罩对稳压器封头内流动和传热的影响
- 2001年
- 通过模化实验的方法 ,在 1/4模型上进行了流动可视化实验 ,研究了稳压器底部封头内的流动情况 ,并在 1/5模型上进行了局部对流换热系数的测定 .实验研究发现 ,流体在封头内以面推进的方式上升或下降 ;有、无稳压器分配罩对封头内对流换热系数的影响较大 ,在无分配罩时 ,封头内各点的对流换热系数远小于有分配罩和支撑板时的情况 ;封头内的相对对流换热系数符合 0 .2 /sinθ的分布规律 ,并且基本上与进口管的雷诺数成正比 .实验结果为稳压器封头的安全性分析提供了依据 .
- 卢冬华吴梅罗毓珊陈听宽毛庆张毅雄
- 关键词：压水堆核电站稳压器封头传热
- 多级节流孔板在核级管道中的应用被引量：14
- 2009年
- 针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法。对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学(CFD)方法分析孔板附近的流动特性和压力分布,确定节流孔板下游是否发生气蚀现象;对于发生气蚀现象的节流孔板,提出采用多级节流孔板来减弱气蚀,并采用各级节流孔板气蚀数相近的原则确定节流孔径。通过对改造后的EAS试验管线的试验证实,采用本文的设计分析方法设计的多级节流孔板能够有效地减小节流孔板气蚀引起的管道系统振动和噪音。
- 张毅雄毛庆向文元毕勤成王伟
- 关键词：气蚀振动
- 核电站核级承压设备设计分析专用程序系统研究被引量：1
- 2002年
- 本程序系统研究是以ANSYS软件为开发主体、建立了用于核级承压设备力学分析的材料数据库、瞬态热工参数库、参数化模型库、编制了应力分析评定程序,实现了程序系统与CAD软件的数据接口,以确保输入数据的正确性和缩短计算分析的周期,同时研究和开发了反应堆压力容器密封分析专用程序和特殊构件传热分析程序,并与ANSYS软件连接,以弥补专用分析程序在前后处理方面的不足。
- 臧峰刚熊功渊李水安毛庆张毅雄杨宇卢岳川
- 关键词：核电站程序系统ANSYS软件数据库CAD软件传热分析
- 孔板气蚀诱发核级管道振动和噪声问题研究被引量：6
- 2005年
- 针对在役核电厂出现的核级管道系统强烈振动和噪声导致结构失效的问题,采用“数值模拟优先”的研究方法,通过数值计算分析和实验研究,发现节流孔板气蚀是诱发故障的根本原因,提出了工程改造方案。系统改造后的现场调查和评估显示:在保证系统功能和结构完整性满足设计规范的前提下,管系的振动和噪声已控制在可接受的范围内。
- 毛庆向文元张毅雄王伟
- 关键词：节流孔板气蚀
- 核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究被引量：6
- 2002年
- 对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究。形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设计分析和计算软件系统,并已在秦山核电二期工程和CNP1000反应堆结构设计中得以应用。
- 毛庆余红星肖忠张毅雄刘文进王荣忠徐晖段权
- 关键词：核反应堆地震失水事故结构动力分析结构动力响应
- 反应堆系统LOCA非线性动力分析被引量：3
- 1999年
- 介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管道系统假想的失水事故（ＬＯＣＡ）发生时，系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法、非线性动力分析模型的建立和非线性动力分析方法，对于系统ＬＯＣＡ动力响应及其在设计中的应用也作了简要叙述。
- 毛庆
- 关键词：反应堆系统失水事故动力分析
- 稳压器波动接管内套管的温度保护作用被引量：2
- 2002年
- 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51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。
- 卢冬华王海军陈听宽毛庆张毅雄
- 关键词：压水堆稳压器传热内套管
- 核反应堆结构的动力学建模、分析与试验研究
- 毛庆
- 关键词：核反应堆动力分析方法动力分析模型
