检索结果-内蒙古大学图书馆

第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：叶献辉蔡逢春臧峰刚张毅雄中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动... 详细信息

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动力特性和颤振特性的影响.结果表明:当固支端附近出现裂纹时,输流管道的颤振临界流速将减小,越靠近固支端,颤振临界流速减小的越多.且随着裂纹深度增加颤振临界流速降低的更加明显.但裂纹离固支端一定位置后时,裂纹的出现将会增大管道的临界流速.

关键词：反应堆悬臂输流管道裂纹梁管道颤振临界流速模态函数

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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：李冬生中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。

关键词：核电站压水堆堆芯装载燃料组件

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900MW压水堆核电厂稳压器筒体成形工艺评定研究

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压力容器 2013年第7期30卷 77-80,46页

作者：邓丰何劲松李焕鸣黄燕中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610041

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,... 详细信息

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,确定了成形工艺评定方案和评定过程中的检验和试验,并对评定试验的检验和试验结果进行了初步统计和分析。试验结果表明:按既定工艺成形后的筒体质量满足规范要求;对于使用低合金钢制造的稳压器筒体的成形工艺进行评定是十分必要地。

关键词：压水堆稳压器筒体成形工艺评定

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议

作者：李冬生中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析.

关键词：堆芯换料燃料管理安全评价启动物理试验

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大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

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第三届核能行业核级泵技术研讨会

作者：邓礼平中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

为保证大型屏蔽泵满足核电应用的可靠性以及寿命要求,本文对核电大型屏蔽泵转子导轴承的磨损速率、温度变化等因素对转子轴系的动态性能影响进行了分析,并进行了由此导致的轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性进行了全面分析.

关键词：核电厂屏蔽泵转子轴系性能敏感性

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基于传递矩阵的管路-壳体耦合系统动力学建模

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噪声与振动控制 2024年第5期44卷 21-26页

作者：张啸涵黄修长曾庆娜杨咏上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心上海200031 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

针对管路-支撑-壳体耦合系统的振动响应快速预报和传递特性分析,采用Riccati传递矩阵法建立直管-弯管-变径管-泵-阀门复杂组合管路的动力学模型,以获取考虑流固耦合效应时组合管路的频响特性;采用频响函数子结构综合方法建立组合管路-支... 详细信息

针对管路-支撑-壳体耦合系统的振动响应快速预报和传递特性分析,采用Riccati传递矩阵法建立直管-弯管-变径管-泵-阀门复杂组合管路的动力学模型,以获取考虑流固耦合效应时组合管路的频响特性;采用频响函数子结构综合方法建立组合管路-支撑-壳体耦合系统的动力学模型,以获得在管路系统泵源模拟激励下的振动传递特性。对耦合系统的位移频响、传递特性开展分析,得到如下结论:对组合管路利用Riccati变换可解决传递矩阵法多管段数值精度累积误差的问题,在垂向简谐力激励下壳体和管路受到的垂向力大于轴向力和横向力,在各个支撑处通过各个方向传递的功率流量级基本一致。

关键词：振动与波组合管路流固耦合 Riccati传递矩阵法频响函数综合建模与优化

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基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究

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电子技术应用 2024年第S01期50卷 236-242页

作者：袁艳丽冯志鹏叶献辉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610041

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析... 详细信息

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究,通过单因素方差分析(ANOVA)获取输入参数对输出参数的重要度排序,通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持,相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

关键词：反应堆冷却剂系统地震响应敏感性分析

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面向设计研发的核能大数据系统架构及标准化研究

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信息技术 2024年第7期48卷 128-135,142页

作者：张倬阳惠刘佳黄擎宇罗英张明中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213 中核投资有限公司北京100037

结合核能设计研发基本流程和全生命周期数据特点,开展基于多源异构数据集成的采集、存储、处理、管理、应用等功能需求分析,按照“分层设计”思想和以数据应用为目标的路线,建立核能大数据系统技术架构和数据架构,对架构中的层级、模块... 详细信息

结合核能设计研发基本流程和全生命周期数据特点,开展基于多源异构数据集成的采集、存储、处理、管理、应用等功能需求分析,按照“分层设计”思想和以数据应用为目标的路线,建立核能大数据系统技术架构和数据架构,对架构中的层级、模块、功能进行分析。考虑大数据技术持续应用的特点,基于核能大数据系统架构和技术发展需求,开展标准化研究,提出核能大数据标准体系。该研究为大数据技术在核能设计研发应用提供基础,并为后续开展系统性的核能大数据标准化工作提供技术参考。

关键词：核能大数据系统架构标准化多源异构数据

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基于RSE-M规范的压力容器在役断裂力学分析评定

基于RSE-M规范的压力容器在役断裂力学分析评定

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第十七届全国反应堆结构力学会议

作者：谢海中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家级重点实验室

反应堆压力容器(RPV)和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界,是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。本文根据在役检查规范RSE-M对某核电站RPV堆焊层缺陷进行疲劳裂纹扩展计算分析。本文以10年为一个周期并考虑瞬态组合,给出了10... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界,是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。本文根据在役检查规范RSE-M对某核电站RPV堆焊层缺陷进行疲劳裂纹扩展计算分析。本文以10年为一个周期并考虑瞬态组合,给出了10、20、30、40年末裂纹扩展的长度。针对寿期末最终裂纹,本文根据RSE-M规范计算裂纹的修正应力强度因子KCP和J积分等断裂参量,并进行断裂力学评定。分析结果表明,寿期末的裂纹在各类工况下的计算结果均满足RSE-M规范要求,满足含缺陷结构继续服役的评定准则,无需修复。本文对在役压力容器断裂力学评定和压力容器老化分析等有一定的借鉴意义。

关键词：反应堆压力容器疲劳裂纹扩展 RSE-M 断裂力学

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核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：刘旭东陈长中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室，成都，610041

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应... 详细信息

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应急注硼两套独立的反应性控制系统。选用Gd203可燃毒物补偿寿期初过剩的反应性。寿期内燃料燃耗和可燃毒物的消耗达到较好的匹配，满足总体设计和核设计准则要求。在额定功率下连续运行，第一循环堆芯燃耗寿期可达500EFPD，平衡循环堆芯燃耗寿期可达760EFPD。

关键词：燃料组件载钆燃料棒平衡换料卸料燃耗海水淡化堆堆芯核设计

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