检索结果-内蒙古大学图书馆

第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：黄军何灿阳李勇黄振赵二雷昝元锋王海松吴杨中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室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

蒸汽湿度的测量是确保汽轮机经济运行和安全运行的最重要指标之一。在较宽的蒸汽干度范围内,对热力学和示踪剂干度测量法进行的对比试验表明:热力学干度测量法的波动幅值约为±6.3%,可以实现对蒸汽干度的实时在线监控,示踪剂干度测... 详细信息

蒸汽湿度的测量是确保汽轮机经济运行和安全运行的最重要指标之一。在较宽的蒸汽干度范围内,对热力学和示踪剂干度测量法进行的对比试验表明:热力学干度测量法的波动幅值约为±6.3%,可以实现对蒸汽干度的实时在线监控,示踪剂干度测量法测量精度高,当对干度测量精度要求不高时,可以直接使用热力学干度测量法获得的干度值。

关键词：汽轮机汽水分离干度测量

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核电厂棒电源系统的设计与优化

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中国核电 2015年第2期8卷 105-109页

作者：刘文静韩勇游洲李朋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

棒电源系统是核电厂专用电气系统,由于受供电方式和负载特性的影响,在系统和设备设计时,必须采取相应的措施来满足供电和控制要求。在方家山核电厂棒电源系统的设计中,设计者通过合理的系统结构设计以及控制和保护回路的优化设计,进一... 详细信息

棒电源系统是核电厂专用电气系统,由于受供电方式和负载特性的影响,在系统和设备设计时,必须采取相应的措施来满足供电和控制要求。在方家山核电厂棒电源系统的设计中,设计者通过合理的系统结构设计以及控制和保护回路的优化设计,进一步完善了棒电源系统功能,提高了核电厂运行的可靠性。

关键词：棒电源系统高感性负载故障保护空载并车

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核辅助系统管道LOCA分析方法研究

核辅助系统管道LOCA分析方法研究

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：何风张毅雄王伟艾红雷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四川成都 610041

反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIP... 详细信息

反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIPE软件,采用ANSYS软件的瞬态动力分析功能能够更加准确地模拟核辅助系统管道LOCA动力效应.同时通过对获得的LOCA惯性效应、牵连位移效应以及惯性效应和牵连位移效应的组合效应进行比较后认为:在进行核辅助管道事故工况应力分析评定时如果完全忽略LOCA惯性效应产生的一次应力的分析方法是不合理的;如果考虑LOCA发生概率,采用LOCA牵连位移效应产生的二次应力弥补惯性效应产生的一次应力的分析方法从可靠性方面讲是比较合理的;为了能更真实地模拟核辅助管道LOCA动力效应,应真实考虑LOCA惯性效应和牵连位移效应,从确定论上保证在发生LOCA事故时核辅助管道的安全.

关键词：失水事故核辅助管道管道力学惯性效应牵连位移效应耦合效应应力分析

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核电厂交互式电子手册设计与实现

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科技视界 2021年第10期 96-99页

作者：谢卓然寸怡鹏姜德航王菲熊彦中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610213

文章介绍了一种用于核电厂的IETM装备保障信息化系统的设计与实现。系统以WEB形式支持交互式电子技术资料信息的浏览,可实现发布内容的样式编辑管理、展示和交互式访问。本系统能够将目标装备的研制和设计数据的用途多元化,为用户提供... 详细信息

文章介绍了一种用于核电厂的IETM装备保障信息化系统的设计与实现。系统以WEB形式支持交互式电子技术资料信息的浏览,可实现发布内容的样式编辑管理、展示和交互式访问。本系统能够将目标装备的研制和设计数据的用途多元化,为用户提供装备使用维修的资料查询、日常维护、培训学习、装备拆装等技术支持,从而在核电厂装备生命周期的每个特定时刻改善其运行和保障服务。

关键词：交互式电子手册 IETM 核电厂装备保障、系统设计

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反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛

作者：郑连纲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

在反应堆堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器堆内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计... 详细信息

在反应堆堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器堆内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计算方法的计算结果非常吻合,其中,对于简单的线性分析问题可采用二维模型计算方法,方法简便且计算效率高;对于具有非线性分析的情况,如存在接触的问题,则应采用后两种方法。

关键词：压紧弹簧弯曲刚度压缩刚度

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反应堆系统主管道支承参数优化设计

反应堆系统主管道支承参数优化设计

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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议

作者：李丽娟刘贞谷袁艳丽吴亚波李柄锦邓力维王新军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

本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验... 详细信息

本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验证并分析了两种优化评价指标参数的相关性。考虑到管路系统阻尼器参数的非线性、加工误差等不确定性因素,对管路系统进行鲁棒性分析,采用最大信息熵原理和Monte Carlo法对管路系统应力比值进行统计分析,得到管路关键结构应力比值的概率密度分布。通过以上研究得到了反应堆冷却剂系统管道阻尼器参数的满足动力载荷下的应力评定准则的设计方案,明确了阻尼器参数对管路系统关键结构应力比值的影响规律,定量评价了支承参数波动对管路系统结构完整性的影响。

关键词：优化设计管路系统支承采样分析

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浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析

浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析

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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议

作者：李丽娟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

浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式... 详细信息

浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式反应堆所处的海洋环境较为复杂,具有较强的随机性。为了满足反应堆结构、设备40年寿命的设计要求,浮式反应堆的结构完整性的设计标准相比以往陆上反应堆更为严格,对结构设计提出了更大的挑战。开展海洋环境载荷作用下反应堆系统不确定性分析尤为重要。通过采用自适应Kriging法、神经网络法、响应面法等方法构造代理模型模拟船-反应堆系统耦合模型,可以有效简化船-反应堆系统模型,在满足工程精度要求的同时大大提升计算效率,并形成对浮式反应堆结构对随机波浪载荷-反应堆作业工况载荷联合作用下的敏感性参数认知。进而对反应堆系统管路支承参数进行优化,极大缩短结构设计迭代周期。

关键词：浮式反应堆海洋环境载荷不确定性分析代理模型

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支承间隙对辅助管道地震分析影响研究

支承间隙对辅助管道地震分析影响研究

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第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：吴万军刘文进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四川成都 610041

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究... 详细信息

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响.结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响.

关键词：核电站辅助管道地震应力分析支承间隙

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大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

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中国核电 2015年第2期8卷 117-120页

作者：曾畅赵禹段永强于德勇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

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较... 详细信息

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。

关键词：氢冷器冷却水系统大亚湾核电站

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秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

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中国核学会2009年学术年会

作者：余晓菲张毅雄艾红雷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四川成都 610041

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力和局部热应力,以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷.文章将稳压器波动管热分层这样一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS ... 详细信息

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力和局部热应力,以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷.文章将稳压器波动管热分层这样一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS 程序和ROCOCO 程序对秦山二期扩建工程的稳压器波动管热分层应力及疲劳开展了深入的分析研究.根据分析结果,给出了在考虑热分层情况下管道上最大应力和疲劳使用系数、稳压器波动管由于热分层效应在主管道波动管接管和稳压器波动管接管产生的接管载荷,以及稳压器波动管对应支撑位置的位移.

关键词：核电工程稳压器波动管热分层疲劳分析应力分析

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