检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第S2期36卷 135-137页

作者：叶献辉蔡逢春黄茜沈平川张毅雄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

核电厂地震裕度评价(SMA)的关键之一是分析结构和部件的高置信度、低失效概率(HCLPF)值。本文先对概率易损性法、保守的确定性失效裕度法(CDFM)、试验法以及非线性瞬态分析法等几种HCLPF值计算方法进行介绍,然后以稳压器支撑模型为研究... 详细信息

核电厂地震裕度评价(SMA)的关键之一是分析结构和部件的高置信度、低失效概率(HCLPF)值。本文先对概率易损性法、保守的确定性失效裕度法(CDFM)、试验法以及非线性瞬态分析法等几种HCLPF值计算方法进行介绍,然后以稳压器支撑模型为研究对象,通过非线性瞬态分析法和CDFM分析计算HCLPF值。结果表明2种结果有所差别,CDFM法较为保守,非线性瞬态分析方法更加准确,建议对稳压器等含非线性的结构与部件,应通过非线性瞬态分析法分析HCLPF值。

关键词：抗震能力地震裕度评价稳压器非线性

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两相排放载荷分析方法研究

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核动力工程 2015年第2期36卷 160-164页

作者：吴丹付冉王燕萍余红星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

建立了一套两相排放载荷计算方法,并以典型压水堆核电厂排放管线为例,计算当有水封存在时稳压器安全阀下游管道所受的载荷。计算结果与法玛通公司提供的参考数据基本一致,表明本文建立的两相排放载荷计算方法是正确的。

关键词：两相水封排放载荷

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“华龙一号”反应堆驱动机构钩爪设计制造优化研究

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机械设计与制造工程 2016年第10期45卷 74-78页

作者：陈西南杨方亮杨晓晨于天达邓强唐向东晋舒颜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

为得到寿命更长的钩爪,基于有限元仿真对"华龙一号"反应堆驱动机构钩爪的堆焊工艺进行优化。首先建立堆焊工艺仿真模型,通过仿真结果确定合理的焊接工艺和参数;然后根据优化后的焊接工艺进行零件试制,并对试验件进行金相检验... 详细信息

为得到寿命更长的钩爪,基于有限元仿真对"华龙一号"反应堆驱动机构钩爪的堆焊工艺进行优化。首先建立堆焊工艺仿真模型,通过仿真结果确定合理的焊接工艺和参数;然后根据优化后的焊接工艺进行零件试制,并对试验件进行金相检验、硬度检验和热态寿命试验。试验结果表明:采用钴基合金堆焊耐磨面的双齿钩爪具备较高的硬度和耐磨性,满足第三代压水堆核电厂对驱动机构运行寿命的要求。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构堆焊工艺有限元仿真优化

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主泵参数变化对失水事故后果影响分析

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核动力工程 2015年第1期36卷 132-136页

作者：党高健黄代顺高颖贤何晓强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

基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET... 详细信息

基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。

关键词：相似特性曲线自由容积失水事故峰值包壳温度水力载荷

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研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

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核动力工程 2015年第6期36卷 154-157页

作者：李垣明谢清清辛勇周毅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

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度... 详细信息

为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。

关键词：研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值

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模块式小堆二次侧热阱丧失事故分析研究

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科技视界 2016年第2期 8-9页

作者：邱志方李峰张卓华喻娜周科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

模块式小堆采用一体化的设计,其二次侧采用OTSG技术。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,但是其二次侧水装量小,热惯性差,当发生二次侧丧失热阱事故时,可能存在反应堆堆芯产生的能量不能被及时带走,威胁反应堆的安全。... 详细信息

模块式小堆采用一体化的设计,其二次侧采用OTSG技术。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,但是其二次侧水装量小,热惯性差,当发生二次侧丧失热阱事故时,可能存在反应堆堆芯产生的能量不能被及时带走,威胁反应堆的安全。本文选取最典型的二次侧热阱丧失事故进行研究分析,分析表明模块式小堆的设计可以保障在二次侧热阱丧失事故情况下维持反应堆的安全性。

关键词：模块式小堆二次侧热阱丧失事故分析

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模块式小型压水堆一回路水化学参数分析

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科技视界 2016年第9期 28-28,25页

作者：谢杨宋波王亮李毅张玉龙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

本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,结合模块式小型压水堆的技术发展方向,对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究,提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标,可为模块式小型压水堆一回... 详细信息

本文在调研国内外压水堆核电厂一回路水化学的运行经验反馈的基础上,结合模块式小型压水堆的技术发展方向,对模块式小型压水堆一回路水化学运行参数进行分析研究,提出了模块式小型压水堆一回路水化学参数指标,可为模块式小型压水堆一回路水化学工况的设计、水化学规程的制定提供参考。

关键词：水化学参数一回路模块式小堆

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侧壁开孔加强圈角焊连接结构的有限元应力分析

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机械工程师 2016年第6期 37-40页

作者：高世卿谢海郑斌杨宇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

核设备设计受诸多条件约束,采用侧壁开孔加强圈角焊连接的结构很常见。当对此类结构进行有限元应力分析时经常会遇到如下困扰:1)是否有必要考虑筒体与加强圈之间的接触;2)使用当量球壳等效该非对称结构是否会过分保守。文中详细比较了... 详细信息

核设备设计受诸多条件约束,采用侧壁开孔加强圈角焊连接的结构很常见。当对此类结构进行有限元应力分析时经常会遇到如下困扰:1)是否有必要考虑筒体与加强圈之间的接触;2)使用当量球壳等效该非对称结构是否会过分保守。文中详细比较了采用二维接触/非接触模型以及二维/三维模型的应力分析结果。结果表明对侧壁开孔结构加强圈区域的接触只在其附近存在有限影响,应力分析中可不考虑筒体外侧与加强圈内侧的接触。而采用当量球壳等效简化此类非对称结构进行应力分析有时会过度保守。

关键词：侧壁开孔结构加强圈当量球壳等效接触模型

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基于MATLAB和LMS的控制棒驱动机构开合结构动力学分析

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科技视界 2016年第10期 15-16页

作者：张智峰邓强李维杨博于天达刘佳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

核反应堆控制棒驱动机构能够按照指令提升、下插、保持和断电释放控制棒组件,对于反应堆的安全性和可靠性有着重要的作用。K型控制棒驱动机构依靠开合结构的不同状态来实现传动部件与控制棒组件连接杆的啮合或脱离。本文首先对开合结构... 详细信息

核反应堆控制棒驱动机构能够按照指令提升、下插、保持和断电释放控制棒组件,对于反应堆的安全性和可靠性有着重要的作用。K型控制棒驱动机构依靠开合结构的不同状态来实现传动部件与控制棒组件连接杆的啮合或脱离。本文首先对开合结构进行了磁路分析,建立了电磁计算数学模型,然后通过LMS *** Motion建立了开合结构的虚拟样机模型,导入到MATLAB Simulink系统中,并编制了开合结构电磁计算的S函数,搭建完成了开合结构的动力学仿真系统。通过对控制棒驱动机构开合结构的动力学仿真,获得了开合结构的动力学参数,动力学分析结果可作为开合结构限位盖、转臂等零件强度校核和优化设计的依据。

关键词：驱动机构开合结构动力学分析

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基于CFD计算的核电厂半管水位运行工况余排接管入口涡流吸气效应研究

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科技视界 2016年第13期 8-9,28页

作者：沈云海赵禹张玉龙赖建永王保平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

核电厂半管水位运行工况期间,余热排出系统与主管道连接的管道入口可能发生涡流吸气现象导致气体进入余排管道,影响余排泵的效率甚至造成余排泵气蚀损坏,进而导致余热导出能力失效。本文基于成熟的核电厂余排管道入口结构设计,采用CFD... 详细信息

核电厂半管水位运行工况期间,余热排出系统与主管道连接的管道入口可能发生涡流吸气现象导致气体进入余排管道,影响余排泵的效率甚至造成余排泵气蚀损坏,进而导致余热导出能力失效。本文基于成熟的核电厂余排管道入口结构设计,采用CFD的方法对不同形式的余排管道入口流动情况进行模拟仿真计算分析,并对半管水位、余排流量等关键参数进行了对比分析,一定程度上为余排接管入口防涡流吸气的设计提供了理论指导。

关键词：核电厂半管水位运行工况涡流吸气 CFD 模拟仿真

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