检索结果-内蒙古大学图书馆

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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环形弹簧设计计算公式改进研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 33-36页

作者：杜华王留兵李宁彭航方才顺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

利用有限元方法进行模拟验证,解决弹簧手册中的设计计算公式对工作在高温环境下的单层外圆环结构(且内圆环和外圆环采用不同材料)的环形弹簧不适用的问题,得到了环形弹簧设计计算的改进公式。

关键词：环形弹簧计算公式高温环境

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MSHIM运行模式在M310机组的初步应用研究

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核动力工程 2015年第2期36卷 101-104页

作者：王静卉王金雨王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成都610041

以大亚湾核电站1号机组为研究对象,尝试将机械补偿控制策略(MSHIM)运行模式应用于M310核电厂。分析表明,M310核电厂具有基负荷的MSHIM运行能力,具备一定的不调硼负荷跟踪能力,但G1、G2、G3棒组和R棒组存在控制能力不足的问题。在现有控... 详细信息

以大亚湾核电站1号机组为研究对象,尝试将机械补偿控制策略(MSHIM)运行模式应用于M310核电厂。分析表明,M310核电厂具有基负荷的MSHIM运行能力,具备一定的不调硼负荷跟踪能力,但G1、G2、G3棒组和R棒组存在控制能力不足的问题。在现有控制棒数量及布置前提下,通过重新分组并定义控制棒组,有可能在M310机组上实现MSHIM运行与控制策略。

关键词：反应堆 MSHIM运行模式 M310机组

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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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红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

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核动力工程 2015年第2期36卷 96-100页

作者：朱攀王银丽冯威李谢晋周继翔罗炜俞赟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

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器... 详细信息

红沿河核电厂反应堆保护系统采用三菱的MELTAC安全级数字化仪控平台。在简介红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验范围和原理的基础上,详细描述核电厂反应堆保护系统定期试验中的测量仪表通道试验、保护逻辑试验和输出信号及相关驱动器试验的设计方案,并对其特点进行分析。结果表明,红沿河核电厂反应堆保护系统定期试验实施方案充分利用了自动试验装置所带来的优势,扩大检测范围,在有效性、灵活性及便利性方面均有显著提高。

关键词：核电厂反应堆保护系统定期试验自动试验装置

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提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量精度的方法

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核动力工程 2015年第2期36卷 93-95页

作者：陈静陈柯霍雨佳李红霞余俊辉李小芬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

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量... 详细信息

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量值之间的偏差。结果表明,采用非线性最小二乘法建立的电阻-温度关系函数使整个测温范围内的温度测量精度提高一个数量级。

关键词：电阻-温度关系函数非线性最小二乘法旁路温度铂电阻温度计

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反应堆压力容器CRDM管座设计改进

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核动力工程 2015年第4期36卷 103-106页

作者：王小彬李玉光罗英方才顺陈海波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

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直... 详细信息

对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直度变化原因进行分析,确定了尺寸变化的原因,并提出效控制关键参数的措施。

关键词： CRDM管座压力试验尺寸变大原因分析控制措施

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核动力船舶应急准备与响应关键技术研究