检索结果-内蒙古大学图书馆

基于Inventor的燃料组件下管座虚拟设计

引用

核动力工程 2015年第S2期36卷 82-83页

作者：谷明非李垣明茹俊朱发文张吉斌李权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

下管座是核反应堆燃料组件的重要构件,主要作用是支撑、定位燃料组件。本文运用Inventor三维设计软件对燃料组件下管座进行三维建模、虚拟装配和有限元分析。

关键词：反应堆燃料组件下管座有限元分析

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

稳压器非线性支撑的HCLPF值计算方法研究

引用

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

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

最佳估算加不确定性分析方法及其应用研究

引用

核动力工程 2013年第3期34卷 120-123页

作者：冉旭吴丹陈炳德张渝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

最佳估算加不确定性方法能够消除常用方法所导致的过度保守性。基于RELAP5程序的最佳估算加不确定性分析方法,在充分吸收不确定性分析方法经验基础之上,考虑了初始条件、边界条件以及模型不确定性,以统计方法得到满足概率要求的结果。... 详细信息

最佳估算加不确定性方法能够消除常用方法所导致的过度保守性。基于RELAP5程序的最佳估算加不确定性分析方法,在充分吸收不确定性分析方法经验基础之上,考虑了初始条件、边界条件以及模型不确定性,以统计方法得到满足概率要求的结果。并将该方法应用于再淹没试验NEPTUN数据的分析,证明各不确定性参数的选取及评价的正确性。

关键词：不确定性最佳估算 RELAP5 NEPTUN 再淹没

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

安全级数字化仪控系统行为确定性设计分析

引用

核动力工程 2022年第2期43卷 167-170页

作者：伍巧凤刘宏春孙诗炎李昱王琳张隽祺吴坤任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

安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载,但软件可靠性评价相对困难,因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性,保障系统的可靠性和安全性,需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验,提出了安全级数字化仪... 详细信息

安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载,但软件可靠性评价相对困难,因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性,保障系统的可靠性和安全性,需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验,提出了安全级数字化仪控系统确定性设计需求,并从安全级数字化仪控系统确定性体现的两个方面出发,提出可通过基于模型的形式化建模来保证系统的复现性,通过对系统各个环节响应时间的分配来保证系统响应的及时性,为安全级数字化仪控系统行为确定性设计提供参考。

关键词：安全级数字化仪控系统可靠性评价确定性

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于IGBT的反应堆控制棒驱动机构电源控制装置

引用

核动力工程 2014年第1期35卷 138-141页

作者：郑杲黄可东余海涛马权金远田宇李国勇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

反应堆控制棒驱动机构电源控制装置采用闭环调节技术、脉宽调制技术以及可编程控制器控制技术,控制功能完备,实现了控制电路对绝缘栅双极型晶体管的有效控制,使得控制对象上的电流线性可调节,以及电流波形下降沿时间可调节。本装置采用... 详细信息

反应堆控制棒驱动机构电源控制装置采用闭环调节技术、脉宽调制技术以及可编程控制器控制技术,控制功能完备,实现了控制电路对绝缘栅双极型晶体管的有效控制,使得控制对象上的电流线性可调节,以及电流波形下降沿时间可调节。本装置采用的新的设计方法解决了基于传统国产控制棒驱动机构控制方法设计的装置和目前国外控制棒驱动机构电源控制装置存在的相关问题,与国内外同类控制设备相比主要性能基本一致,在控制技术、设备性能、可靠性和设备总体技术性能方面均达到国外同类先进产品的技术水平。

关键词：反应堆棒控系统电源控制装置绝缘栅双极型晶体管闭环调节脉宽调制

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

U_3Si_2-Al燃料肿胀特性研究

引用

核动力工程 2017年第S2期38卷 34-37页

作者：郭子萱李垣明吕亮亮粟敏辛勇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

基于扩散动力学建立了辐照条件下U_3Si_2-Al反应层生长模型和燃料肿胀模型,并结合中国工程试验堆(CENTER)燃料辐照试验数据,验证了上述模型的有效性和适用性。结果表明,反应层生长模型与现有辐照后测量数据的符合程度较好,可用于U_3Si_2... 详细信息

基于扩散动力学建立了辐照条件下U_3Si_2-Al反应层生长模型和燃料肿胀模型,并结合中国工程试验堆(CENTER)燃料辐照试验数据,验证了上述模型的有效性和适用性。结果表明,反应层生长模型与现有辐照后测量数据的符合程度较好,可用于U_3Si_2-Al弥散燃料肿胀特性计算;燃料肿胀模型对于预测CENTER燃料元件的肿胀率具有保守性。

关键词：研究堆 U3Si2-Al弥散燃料反应层辐照肿胀

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

两相排放载荷分析方法研究

引用

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

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

M310机组蒸汽发生器传热管5%破损率量化研究

引用

核动力工程 2022年第4期43卷 191-195页

作者：何风朱建平卢岳川卢喜丰王新军李晓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

M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定,当“^(133)Xe>92500 MBq/t或^(133)Xe>37000 MBq/t和^(131)I/^(133)I>1.5”时,执行“如果至少1台蒸汽发生器(SG)传热管破损率超过5%,则应以50 MW/min速率... 详细信息

M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定,当“^(133)Xe>92500 MBq/t或^(133)Xe>37000 MBq/t和^(131)I/^(133)I>1.5”时,执行“如果至少1台蒸汽发生器(SG)传热管破损率超过5%,则应以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”指令。在实际运行过程中,由于无法判断传热管破损率是否超过5%,故无法确定是否执行“以50 MW/min速率降负荷到NS/SG模式”的指令,因此,M310核电机组《放射化学规范》中该运行指令不具备可操作性。本文对国内外相关放射化学运行指令进行调研,充分理解“传热管破损率超过5%”的含义,并进行量化分析。通过对SG传热管在5、24、44 L/h泄漏率下的裂纹稳定性进行分析,发现在这些泄漏率下单根传热管都不会发生失稳断裂,进而给出了一个具有可操作性的建议,用指标“如果至少1台SG一次侧向二次侧的泄漏率超过5 L/h”,代替无法量化的“如果至少一台SG传热管破损率超过5%”,可保证核电厂运行的安全性和经济性。

关键词： M310机组传热管破损率泄漏率贯穿裂纹

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核电厂定期试验周期延长论证

引用

核动力工程 2015年第S2期36卷 50-54页

作者：余小权张晓玉于德勇曾畅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

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期... 详细信息

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。

关键词：定期试验周期延长可靠性分析法可用度

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

压力容器水压试验压力及其利弊分析

引用

核动力工程 2016年第4期37卷 34-38页

作者：张敬才胡幼明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

对现行压力容器规范规定的压力容器水压试验的压力、利弊等进行讨论,指出水压试验压力约为塑性失稳压力的40%～45%,其应力准则允许的压力约为塑性失稳力的50%～75%;水压试验是压力容器检漏、强度验证的一种实用有效的试验方法和检查技术... 详细信息

对现行压力容器规范规定的压力容器水压试验的压力、利弊等进行讨论,指出水压试验压力约为塑性失稳压力的40%～45%,其应力准则允许的压力约为塑性失稳力的50%～75%;水压试验是压力容器检漏、强度验证的一种实用有效的试验方法和检查技术;水压试验可以改善和提高压力容器承载能力,减小破坏可能性;在役水压试验可以确定可能存在的最大缺陷或最大承受的压力,为后续安全运行和分析提供依据和数据,但压力不宜超过首次强度水压试验压力;对超载和温态预应力水压试验以及水压试验有害作用应进一步开展科研。

关键词：压力容器水压试验压力水压试验利弊

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：