莫亚飞
- 作品数：27 被引量：17H指数：2
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金更多>>
- 相关领域：核科学技术理学机械工程建筑科学更多>>
- 试验装置和试验方法
- 本申请的实施例提供一种试验装置和试验方法，用于对待试验管件在压力作用下的性能进行试验，装置包括：试验腔，试验腔用于容纳待试验管件；连接件，与试验腔连接，连接件能够与待试验管件的一端连接，以将待试验管件固定在试验腔中，连接...
- 宋德宽段天英张川杨红义余华金周立军侯斌杨建伟刘林顶牛志新蔺健茹张喜梅徐博雅莫亚飞梁莉
- CEFR一级事故排放罐的热冲击分析
- <正>本文利用ANSYS有限元程序,建立三维有限元模型,模拟CEFR一级事故排放罐接管及容器底部等危险区域承受热冲击载荷作用的过程和特性。同时对结构在自重、内压、地震及管道载荷作用下进行应力分析,在此
- 莫亚飞文静李海龙
- 文献传递
- CEFR堆芯燃料组件抗震试验方法研究被引量：1
- 2021年
- 为了验证中国实验快堆(CEFR)堆芯燃料组件的抗震性能,保证地震下结构完整性和气密性,必须研究制定兼具代表性和包络性的堆芯组件抗震试验方法。本文基于俄罗斯组件耐振试验方案分析,结合国内试验规范和堆芯实际约束条件,提出了一套新的组件抗震试验方法,并通过分析计算论证新方法的合理性。结果表明:新方法的试验结果是保守的,可保证在相同地震输入下单组件应力、冲击响应基本能包络处于堆芯组件群中的组件响应,新方法要求单根组件分别在刚性台架和柔性台架上依次完成抗震试验。本文结果对快堆堆芯组件的抗震试验研究具有重要指导意义。
- 高付海莫亚飞王鲁波
- 关键词：燃料组件抗震
- 手动蝶阀的有限元分析
- 采用ANSYS有限元程序对手动蝶阀在自重、地震的等多种载荷作用下进行应力分析.按相关规范对阀门各部位的应力进行评价,保证其满足强度要求.
- 莫亚飞李海龙
- 关键词：反应堆有限元分析应力分析
- 文献传递
- 用于反应堆的支承结构
- 本发明的实施例公开了一种用于反应堆的支承结构，所述反应堆包括设备支承，所述设备支承用于支承所述反应堆内的设备，所述支承结构包括：支承部，所述支承部用于支承所述设备支承；固定部，所述固定部设置于所述支承部，所述设备支承固定...
- 刘兆阳孙刚邓夏夏宇孙帅李晓轩高付海王明政吴水金杨孔雳张东辉高岳莫亚飞
- 从结构热传导角度分析CEFR内钠温度变化速率限值的合理性被引量：1
- 2016年
- CEFR提升功率时要求钠温度变化速率不超过30℃/h,为从理论上论证限值30℃/h的合理性,通过理论分析和ANSYS软件数值模拟两种方式,研究了介质温度变化条件下平板的非稳态热传导响应过程及平板温度进入稳定状态所需的时间。结果表明,换热条件直接影响结构温度达到稳定状态所需的时间,换热条件好时结构和介质温变基本同步,换热条件差时30℃/h的堆内介质温度变化速率能保证介质温度稳定时结构温度达到温变总幅度的60%以上。30℃/h钠介质温度变化速率基本使换热条件差的条件下结构温度场进入稳定状态的速率与堆内钠介质温度变化相对同步,降低了温度变化带来的热应力分布和变化的复杂性,基本保证了结构实际温度与稳态设计温度的一致性。
- 高付海莫亚飞李晓轩
- 关键词：平板非稳态换热
- CEFR一级事故排放罐的热冲击分析
- 本文利用ANSYS有限元程序，建立三维有限元模型，模拟CEFR一级事故排放罐接管及容器底部等危险区域承受热冲击载荷作用的过程和特性。同时对结构在自重、内压、地震及管道载荷作用下进行应力分析，在此基础上，根据相关规范要求对...
- 莫亚飞文静李海龙
- 关键词：ANSYS有限元程序中国实验快堆应力分析
- 文献传递
- 基于非线性方法的核级双层容器及支承结构热棘轮效应研究
- 2024年
- 核级双层容器承担一回路压力边界和一回路冷却剂“纵深防御”包容的双重安全功能,是高温反应堆本体常用的一种结构形式。然而内层容器在瞬态工况下温度变化剧烈,内外层容器之间导热性能差,内外温差大,热棘轮效应是可能的重要失效机制。本文通过建立核级双层容器及支承结构轴对称有限元模型,使用非线性方法分析其在热-机循环载荷作用下温度、应力和应变的响应,研究棘轮效应分布的规律和特征。结果表明:热棘轮效应显著,是该类容器的主要失效模式;热棘轮敏感区域分布具有多点式的特点,在内外层容器不同部位均有涉及;危险区域的塑性应变累积行为主要出现在循环温度载荷的降温阶段,应变增量随循环次数的增加逐步稳定。结论指出热棘轮效应是核级双层容器结构设计必须关注的重点问题,所建立的非线性分析方法是解决该问题的有效手段。本研究可为核级双层容器热棘轮分析以及一回路工况参数优化设计和应变监测测点布置提供重要方法指导。
- 刘亚楠莫亚飞高付海李晓轩
- 关键词：工况设计
- 快堆堆芯组件抗震分析方法研究被引量：7
- 2011年
- 快堆堆芯组件的抗震安全评价是国家核安全局审评的重要内容,也是中国实验快堆(CEFR)取得装料许可证的必要条件之一。本文使用有限元分析软件CAST3M[1],首先对堆芯单排组件在空气中及液钠中进行抗震响应分析,经比较可以看出,考虑流固耦合作用对计算结果的影响非常显著。在此基础上,对液钠及组件进行单独建模,考虑流固耦合的作用,对二维单排反应堆堆芯组件模型进行水平地震激励下的动态分析,得到组件各时刻的位移响应及组件之间和组件与围板之间的碰撞力响应。经过计算结果的比较,可看出本文中的计算方法及结果是可接受的。对堆芯组件在地震下的结构完整性、控制棒的可插入性等评价提供输入,同时为堆芯的设计优化提供建议和参考,对中国原型快堆的设计也具有一定的参考意义。
- 莫亚飞文静李海龙
- 关键词：流固耦合堆芯组件
- 核用钢高温力学性能及本构模型综述
- 2022年
- 为发展适用于结构完整性评定的高温非弹本构模型,本文对316奥氏体不锈钢和9Cr-1Mo钢高温力学性能及非弹本构模型进行了综述。通过比较单轴拉伸、应变控制循环、蠕变以及塑变-蠕变交互性能,展示了两类核用钢高温力学行为的异同。其中,温度、加载速率、应力水平等对核用钢高温力学性能均有影响。另外,综合评价了用于描述核用钢高温力学性能的两类非弹本构模型,并对模型发展趋势进行了讨论。对核用钢高温力学性能综合准确描述有助于解决工程中核反应堆结构完整评价问题。
- 莫亚飞杜柔马寒松刘小明
- 关键词：高温力学性能9CR-1MO钢
