检索结果-内蒙古大学图书馆

机械工程师 2017年第10期 139-143页

作者：王东辉傅孝龙邝临源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610041

稳压器在寿期内要经受剧烈的温度压力变化,密封部位的泄漏有可能导致整个容器压力边界的丧失。文中对复杂稳压器人孔密封结构进行了密封分析,首次采用预应力单元的方法模拟螺栓预紧载荷,成功地克服了石墨垫片各向异性弹塑性分析难以收... 详细信息

稳压器在寿期内要经受剧烈的温度压力变化,密封部位的泄漏有可能导致整个容器压力边界的丧失。文中对复杂稳压器人孔密封结构进行了密封分析,首次采用预应力单元的方法模拟螺栓预紧载荷,成功地克服了石墨垫片各向异性弹塑性分析难以收敛的难题。并阐述了非线性接触问题收敛性的影响因素,为稳压器等容器类密封分析提供了新的分析思路,为核动力装置平稳运行的完备性提供了依据。

关键词：稳压器密封石墨人孔非线性

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核电厂主管道事故工况载荷组合合理性研究

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核动力工程 2016年第1期37卷 67-71页

作者：艾红雷谢海何风王新军卢喜丰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

为证明核电厂主管道事故工况下安全停堆地震(SSE)和冷却剂丧失事故(LOCA)载荷组合的合理性,需论证SSE和LOCA不会同时作用在主管道上。采用概率统计学方法分析得到SSE和LOCA事故为不相关事件时,核电厂主管道同时发生SSE和LOCA的概率低于... 详细信息

为证明核电厂主管道事故工况下安全停堆地震(SSE)和冷却剂丧失事故(LOCA)载荷组合的合理性,需论证SSE和LOCA不会同时作用在主管道上。采用概率统计学方法分析得到SSE和LOCA事故为不相关事件时,核电厂主管道同时发生SSE和LOCA的概率低于核电厂设计考虑的概率;采用确定性方法分析得到即使主管道上存在可探测的泄漏裂纹,SSE也不是导致LOCA发生的诱导因素。因此,在主管道设计中假设SSE和LOCA不同时发生是合理的;在主管道应力分析中将SSE和LOCA产生的载荷按照平方和平方根的组合方式进行组合是保守的,能够保护公众的健康和安全。

关键词：主管道事故工况载荷组合泄漏裂纹

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基于材料循环RVE的Ⅰ型椭圆裂纹疲劳扩展理论模型研究

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四川理工学院学报（自然科学版） 2017年第3期30卷 41-44页

作者：石凯凯郑斌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

基于材料循环RVE和平面应力裂纹尖端循环塑性区内的塑性应变能,建立了Ⅰ型穿透裂纹的疲劳扩展速率SHI-CAI模型。结合7075-T6材料和结构裂纹前缘疲劳扩展最小寿命假定,研究远端拉伸板中半椭圆表面裂纹的疲劳扩展规律,并进行了试验验证。... 详细信息

基于材料循环RVE和平面应力裂纹尖端循环塑性区内的塑性应变能,建立了Ⅰ型穿透裂纹的疲劳扩展速率SHI-CAI模型。结合7075-T6材料和结构裂纹前缘疲劳扩展最小寿命假定,研究远端拉伸板中半椭圆表面裂纹的疲劳扩展规律,并进行了试验验证。结果表明,结构裂纹前缘疲劳扩展最小寿命假定可用于描述了Ⅰ型穿透裂纹和结构裂纹疲劳扩展之间的联系。最后结合所提出的结构裂纹疲劳扩展理论模型,研究了远端拉伸板中半椭圆裂纹和椭圆嵌入裂纹的疲劳扩展规律。

关键词：循环RVE Ⅰ型椭圆裂纹疲劳裂纹扩展塑性应变能理论模型 7075-T6铝合金

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反应堆压力容器概率断裂力学评价方法研究

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机械工程师 2017年第6期 24-28页

作者：陈建国臧峰刚杨宇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

反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)载荷下结构完整性评定中由于很多参数的假设是确定的,分析结果偏保守。实际上许多参数(如裂纹尺寸、中子辐照等)具有统计特性,因此需要采用概率论的方法对RPV进行断裂力学分析。文中首先介绍了RPV... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)载荷下结构完整性评定中由于很多参数的假设是确定的,分析结果偏保守。实际上许多参数(如裂纹尺寸、中子辐照等)具有统计特性,因此需要采用概率论的方法对RPV进行断裂力学分析。文中首先介绍了RPV受PTS作用时的结构完整性评价方法,其次介绍了RPV受PTS作用下采用概率断裂力学分析RPV可靠性的方法。最后实例中,利用概率断裂力学分析方法对RPV进行了分析评价,并初步讨论了对RPV进行概率断裂力学评定遇到的问题。

关键词：反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学断裂韧性

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横掠管束的两相流湍流激振力的包络谱研究

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原子能科学技术 2016年第9期50卷 1634-1640页

作者：姜乃斌臧峰刚张毅雄黄旋齐欢欢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四川成都610213

蒸汽发生器等换热器中存在大量受两相流冲刷的管束结构。计算两相流湍流导致的管束振动响应时,需先确定流体激振力的功率谱密度(PSD)。由于缺乏有公认合理的两相流激振力的无量纲归一化方法,从而导致没有可供工程应用的两相流激振力的PS... 详细信息

蒸汽发生器等换热器中存在大量受两相流冲刷的管束结构。计算两相流湍流导致的管束振动响应时,需先确定流体激振力的功率谱密度(PSD)。由于缺乏有公认合理的两相流激振力的无量纲归一化方法,从而导致没有可供工程应用的两相流激振力的PSD包络谱。本文通过修改de Langre无量纲归一化方法中的混合物流速定义,获得1组新的两相流激振力PSD的包络谱。通过将本文包络谱与基于单相流的包络谱和de Langre包络谱的对比,并针对非均匀横向两相流作用下的蒸汽发生器U型传热管,计算了3种包络谱作用下的湍流激振响应。结果表明,基于单相流激振力PSD包络谱作为输入计算两相流湍流激振响应并不保守,而本文包络谱在保证安全性的前提下适当降低了de Langre包络谱过高的保守性。

关键词：流致振动湍流激振功率谱密度包络谱管束

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压水堆堆内构件用大锻件超声波检验标准浅析

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无损探伤 2017年第4期41卷 29-31页

作者：蒋兴钧张宏亮李娜饶琦琦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610041

对RCC-M与ASME规范关于堆内构件用大锻件的超声波检验一些重要规定进行了介绍与对比,从超声波检验用设备、探头、试块以及验收准则等方面进行了对比分析,为核电工程设计与设备制造厂材料采购时更好理解与使用规范及标准提供借鉴。

关键词： ASME RCC-M 堆内构件大锻件超声波检验

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电机绕组用金属铠装矿物绝缘电缆

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精密成形工程 2017年第3期9卷 107-110页

作者：杨晓晨于天达杨方亮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

目的研究电机绕组用金属铠装矿物绝缘电缆的特性。方法设计由316L材料外保护套、高纯氧化镁绝缘体和纯铜导线组成的铠装线,采用预制氧化镁瓷柱法,在不高于900℃温度下进行多道次减径处理,完成直径为2.2 mm,长为400 m的铠装线及一相定子... 详细信息

目的研究电机绕组用金属铠装矿物绝缘电缆的特性。方法设计由316L材料外保护套、高纯氧化镁绝缘体和纯铜导线组成的铠装线,采用预制氧化镁瓷柱法,在不高于900℃温度下进行多道次减径处理,完成直径为2.2 mm,长为400 m的铠装线及一相定子绕组的试制,进而研究铠装线的绝缘电阻、击穿电压及热老化性能。结果铠装线在500℃时的绝缘电阻不低于1×108?·m,室温和500℃的击穿电压(工频50 Hz)均不低于1.95 k V,铠装线不存在绝缘老化的现象。结论采用的结构设计方法和制备工艺可以试制出具有良好电气和机械性能的铠装线及绕组。

关键词：绕组铠装电缆矿物绝缘

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管束间空气-水两相流激振力特性及归一化方法研究

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原子能科学技术 2016年第6期50卷 1084-1089页

作者：姜乃斌臧峰刚张毅雄齐欢欢黄旋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四川成都610041

利用管束间空气-水两相流激振力的实验数据,研究了两相流激振力的部分特性,分析了混合物流速、空泡特征长度等两相流参数对两相流激振力的影响。结果表明,两相流激振力约与界面流速、混合物密度和混合物运动黏度呈正比,泡状流下激振力... 详细信息

利用管束间空气-水两相流激振力的实验数据,研究了两相流激振力的部分特性,分析了混合物流速、空泡特征长度等两相流参数对两相流激振力的影响。结果表明,两相流激振力约与界面流速、混合物密度和混合物运动黏度呈正比,泡状流下激振力随气泡直径线性增长,证明两相流激振力的无量纲归一化可采用气泡数率作为频率缩比参数。基于上述两相流激振力的特性,从方便工程应用角度给出了两相流激振力的无量纲归一化方法,获得了较好的归一化效果。

关键词：两相流管束激振力归一化流致振动

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反应堆压力容器快中子辐照影响分析

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机械工程师 2017年第10期 106-109页

作者：虞晓欢傅孝龙张丽屏石凯凯王涛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

针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99(Rev.2)以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认... 详细信息

针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99(Rev.2)以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认为,该反应堆压力容器能够满足50 a的使用寿命要求。

关键词：反应堆压力容器辐照脆化老化

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熔融物压力容器内滞留瞬态传热特性分析

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原子能科学技术 2016年第1期50卷 54-60页

作者：朱大欢邓坚陈彬张丹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四川成都610213

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外... 详细信息

基于SCDAP/RELAP5程序建立了用于熔融物压力容器内滞留(IVR)瞬态分析的系统简化模型,通过对模块式小型堆IVR过程的瞬态计算与分析,初步探索了IVR策略实施过程中压力容器下封头的瞬态热负荷特性。SCDAP/RELAP5程序的计算结果表明,利用外部冷却实施IVR策略的瞬态传热特性可分为熔融物注入之初的激烈传热阶段和熔融物硬壳形成之后的准稳态传热阶段。模块式小型堆的IVR瞬态分析表明,瞬态过程中的热流密度峰值不会达到临界热流密度,最终形成的稳定熔融池传热具有很大的安全裕量。研究同时发现SCDAP/RELAP5程序用于IVR分析时在模型上存在一定的不足。

关键词： SCDAP/RELAP5程序模块式小型堆严重事故熔融物压力容器内滞留

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