检索结果-内蒙古大学图书馆

机械工程师 2024年第4期 28-33页

作者：黄思语唐源李晴朝刘彦霆唐健凯吴昊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

以NN型少齿差摆线减速器为研究对象,分析其结构原理及传动特性,考虑到变形协调作用,设计了少齿差刚柔复合齿轮副,在齿轮啮合传动过程中引入柔性部件,使弹性体能够吸收齿轮传动中的振动冲击并传递一部分力矩,并使用有限元进行静态啮合特... 详细信息

以NN型少齿差摆线减速器为研究对象,分析其结构原理及传动特性,考虑到变形协调作用,设计了少齿差刚柔复合齿轮副,在齿轮啮合传动过程中引入柔性部件,使弹性体能够吸收齿轮传动中的振动冲击并传递一部分力矩,并使用有限元进行静态啮合特性分析。在ANSYS Workbench中建立刚柔复合摆线齿轮副有限元模型,分析聚氨酯弹性体的弹性模量最小值,改变齿轮副结构参数,对刚柔复合摆线齿轮副进行轮齿啮合应力分析,并分析参数变化对齿面接触力大小的影响规律。

关键词：少齿差刚柔复合弹性模量有限元分析

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反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 123-128页

作者：付强闵远胜刘川李美福李玉光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 佛山科学技术学院机电工程与自动化学院广东佛山528225

获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内... 详细信息

获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导,通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件,采用轮廓法测试焊接结构模拟件内部纵向残余应力,采用有限元法模拟计算焊接结构模拟件横向和纵向残余应力,获得了整个异种金属焊接接头残余应力分布特征。结果表明:焊缝区域内部纵向残余应力为拉伸应力,峰值应力达到500 MPa左右,并且表层应力大于内部应力,峰值应力出现在距下表面3 mm和24 mm位置;横向残余应力在焊缝区域从上表面到下表面的分布为拉应力-压应力-拉应力,压缩横向残余应力峰值达到−300 MPa,出现在距下表面约18 mm位置。本文研究可为焊接结构设计提供理论指导。

关键词：反应堆压力容器异种金属焊接残余应力试验数值模拟

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融合PRA和可靠性分析的海洋核动力停堆风险评价

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船舶工程 2024年第S01期46卷 404-409,415页

作者：钟明君张丹郭永晋邓坚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 上海交通大学海洋智能装备与系统教育部重点实验室上海200240

为适应海洋核动力系统故障后动态演化、系统多态、后果多样等特点,提出了一套融合概率风险评价(PRA)方法与可靠性分析的海洋核动力系统停堆风险评价方法。通过区分操纵员可干预故障和不可干预故障,分别构建PRA风险模型和可靠性模型评估... 详细信息

为适应海洋核动力系统故障后动态演化、系统多态、后果多样等特点,提出了一套融合概率风险评价(PRA)方法与可靠性分析的海洋核动力系统停堆风险评价方法。通过区分操纵员可干预故障和不可干预故障,分别构建PRA风险模型和可靠性模型评估非计划停堆频率。典型对象应用结果表明,采用该方法开展海洋核动力系统停堆风险评价能够识别海洋核动力运行剖面中的可靠性薄弱环节,确定系统、设备及人员干预的重要度排序,以此提出针对性改进措施。同时,该方法还可对未来海洋核动力健康管理、智能化运行等技术的发展和应用起到重要的牵引作用,具备良好的工程适用性和发展前景。

关键词：核动力停堆风险评价可靠性

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开关电源在安全级DCS中的应用失效研究

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科技创新与应用 2025年第1期15卷 105-109页

作者：刘滨王舜李星瑶严浩刘欣璐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610200

针对国产化安全级DCS平台的模拟量调理模块研制过程中,某型国产反激式开关电源曾多次偶发输入端短路失效问题。对该电源内部原理进行剖析,建立故障仿真模型。结合安全级DCS的实际应用场景,对该故障进行定位,明确国产某型反激式开关电源... 详细信息

针对国产化安全级DCS平台的模拟量调理模块研制过程中,某型国产反激式开关电源曾多次偶发输入端短路失效问题。对该电源内部原理进行剖析,建立故障仿真模型。结合安全级DCS的实际应用场景,对该故障进行定位,明确国产某型反激式开关电源的失效机理,并给出对应的改进优化设计,有效提升国产化安全级DCS平台的可靠性及安全性。

关键词：安全级DCS 模拟量调理模块反激式开关电源故障仿真模型失效机理

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矩形通道边缘堵塞和中心堵塞事故实验研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 66-72页

作者：袁东东邓坚谭思超祝嘉鸿李诚韡乔守旭哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 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

为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律,本文利用粒子图像测速(PIV)技术,针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究,对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现:边缘堵塞的流场结构... 详细信息

为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律,本文利用粒子图像测速(PIV)技术,针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究,对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现:边缘堵塞的流场结构比中心堵塞的流场结构更复杂,边缘堵塞工况会因流道阻塞形成更大的回流区,同时在高雷诺数(Re)下会形成壁面分离涡;边缘堵塞更不利于流体热量的导出,其回流区内漩涡的涡量更小,漩涡流动性更差、运动频率更复杂;同时边缘堵塞和中心堵塞内漩涡结构随Re变化趋势也完全相反。

关键词：粒子图像测速(PIV) 功率谱密度(PSD) 阻塞事故板状燃料元件矩形通道

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管内过冷流动沸腾CFD模型参数敏感性研究

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原子能科学技术 2022年第3期56卷 457-466页

作者：尚泽敏杨立新袁小菲刘伟刘余蒋汀岚北京交通大学机械与电子控制工程学院北京100044 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

采用CFD方法对燃料组件进行过冷流动沸腾数值模拟研究是反应堆热工水力分析的一项重要内容。本研究使用STAR-CCM+基于欧拉双流体模型结合壁面沸腾模型对管内过冷流动沸腾进行数值模拟,得到了壁面温度、主流温度及空泡份额的分布。基于... 详细信息

采用CFD方法对燃料组件进行过冷流动沸腾数值模拟研究是反应堆热工水力分析的一项重要内容。本研究使用STAR-CCM+基于欧拉双流体模型结合壁面沸腾模型对管内过冷流动沸腾进行数值模拟,得到了壁面温度、主流温度及空泡份额的分布。基于实验结果对网格模型、湍流模型、壁面沸腾模型及相间作用力模型的参数设置进行了敏感性分析。研究结果表明,对于欧拉双流体模型,并非网格量越多结果越准确,加热面第1层网格的高度对结果影响显著。湍流模型和曳力模型对计算结果影响较小,非曳力中的湍流耗散力及升力对结果影响较大。Li Quan或Hibiki-Ishii汽化核心密度模型与Kocamustafaogullari气泡脱离直径模型组合对壁面温度及空泡份额的计算较准确。本研究可为反应堆燃料组件内过冷流动沸腾数值模拟提供参考依据。

关键词：欧拉双流体模型壁面沸腾模型过冷流动沸腾计算流体力学

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基于ARIMA和LSTM组合模型的核电厂主泵状态预测

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核动力工程 2022年第2期43卷 246-253页

作者：朱少民夏虹吕新知卢川张汲宇王志超尹文哲核安全与先进核能技术工信部重点实验室哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 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

为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均(ARIMA)和长短期记忆(LSTM)神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步... 详细信息

为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均(ARIMA)和长短期记忆(LSTM)神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步预测,以根均方误差(RMSE)为指标对预测精度进行评估。结果表明,所建立的ARIMA和LSTM神经网络组合模型能够对主泵的状态进行准确的预测和追踪,并且组合模型的预测精度要优于ARIMA和LSTM单一模型,尤其在多步预测中,组合模型的优势更加明显。

关键词： ARIMA LSTM 组合模型主泵时序预测状态监测

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模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 123-128页

作者：蔡志云任云赖建永张玉龙刘向红中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围... 详细信息

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设计的稳压器除气系统理论上最快可以在4.13 h内完成除气,相比传统化容下泄除气法具有明显的时间优势。

关键词：热力除气稳压器除气优化系统设计

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HDR实验堆压力容器-水平管道系统热分层的大涡模拟

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应用力学学报 2024年

作者：高启丹程钱余晓菲周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家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重点实验室

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器... 详细信息

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器（RPV）的全尺寸HDR实验堆仿真模型。研究中，流场计算采用大涡模拟（LES）数值方法，以解决大尺度和小尺度的湍流运动对非稳态流动传热过程的影响，耦合固体导热方程，完成了水平管道系统共轭传热分析。结果表明：大涡模拟方法适用于热分层问题研究，对于流场及结构温度分布预测结果与实验数据吻合良好。研究确定了水平管道发生热分层现象时结构温度波动强度最大位置，该点可作为热疲劳分析敏感点。本文数值模拟方法和分析结果可为压水堆管道系统及设备的结构完整性和安全性评估提供参考。

关键词：压水反应堆热分层大涡模拟共轭传热

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考虑各向异性蠕变的锆包壳鼓胀行为数值模拟方法研究

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原子能科学技术 2024年第4期58卷 878-886页

作者：李伟李小雨段倩妮王皓坤武俊梅刘仕超西安交通大学复杂服役环境重大装备结构强度与寿命全国重点实验室陕西西安710049 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

锆(Zr)合金包壳在高温和管内外压差作用下存在鼓胀及爆破失效行为,其中热蠕变是关键影响因素之一。针对α相Zr蠕变存在的各向异性特点,基于Hill准则推导了应力更新算法和一致切线刚度算法,并基于有限元方法加以实现,结合与温度和辐照相... 详细信息

锆(Zr)合金包壳在高温和管内外压差作用下存在鼓胀及爆破失效行为,其中热蠕变是关键影响因素之一。针对α相Zr蠕变存在的各向异性特点,基于Hill准则推导了应力更新算法和一致切线刚度算法,并基于有限元方法加以实现,结合与温度和辐照相关的热-力学物性、α-β相转变模型和爆破失效限值经验模型,获得了Zr包壳的鼓胀行为分析工具。采用厚壁圆管蠕变问题的理论解析解进行了确认,通过与PUZRY系列鼓胀爆裂实验对比进行了验证,结果表明:相较于常规的各向同性蠕变算法,各向异性蠕变算法能够更好地预测α相区间的Zr包壳高温鼓胀;对于α+β混合相区间,目前常用的加权混合方法计算蠕变速率还存在较大误差;对于加压速率较大的工况,如果仅仅考虑蠕变的影响,则会存在较大误差。

关键词：各向异性蠕变包壳鼓胀有限元模拟

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