检索结果-内蒙古大学图书馆

核技术 2022年第11期45卷 99-109页

作者：张华健陈珍平刘程伟杨超谭波甘斌陈富财于涛南华大学核科学技术学院衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 湖南省数字化反应堆工程技术研究中心衡阳421001

辐射屏蔽设计是反应堆设计的重要组成,面向陆海空天全域的新型核动力技术的发展对辐射屏蔽优化设计方法提出了新需求。采用传统屏蔽结构多目标优化方法处理三维屏蔽结构优化问题时,存在寻优速度慢、难以收敛、全局性差等缺陷,基于第三... 详细信息

辐射屏蔽设计是反应堆设计的重要组成,面向陆海空天全域的新型核动力技术的发展对辐射屏蔽优化设计方法提出了新需求。采用传统屏蔽结构多目标优化方法处理三维屏蔽结构优化问题时,存在寻优速度慢、难以收敛、全局性差等缺陷,基于第三代非支配排序遗传算法(Non-dominated Sorting Genetic Algorithm Ⅲ,NSGA-Ⅲ),开展面向三维屏蔽结构设计的高维多目标优化方法研究。基于核反应堆三维屏蔽结构模型,以屏蔽层重量、体积和特定区域辐射剂量率为优化目标,开展NSGA-Ⅲ优化方法的性能对比分析研究。数值结果表明:本文建立的高维多目标优化方法可更高效、稳定地搜寻Pareto前沿解,可为辐射屏蔽设计优化提供新思路。

关键词：辐射屏蔽 NSGA-Ⅲ 高维多目标问题屏蔽结构优化核反应堆

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船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证

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核动力工程 2022年第1期43卷 208-214页

作者：李玥航于涛陈珍平甘斌鲜希睿牛昊轩南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳421001

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集"几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化"功能为一体的... 详细信息

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集"几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化"功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。

关键词：船用堆 MOSRT平台辐射屏蔽多目标优化

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焊接残余应力有限元分析技术研究

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核动力工程 2009年第2期30卷 33-35页

作者：孙英学孙平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 四川省江电建设监理有限责任公司成都610017

以岭澳核电站控制棒驱动机构耐压壳Ω环焊接修复为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,计算出焊接后残余应力的分布,绘制出残余应力分布曲线,并与美国WSI公司的计算结果进行对比分析。结果表明,本课题的计算结果与美国焊接公司... 详细信息

以岭澳核电站控制棒驱动机构耐压壳Ω环焊接修复为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,计算出焊接后残余应力的分布,绘制出残余应力分布曲线,并与美国WSI公司的计算结果进行对比分析。结果表明,本课题的计算结果与美国焊接公司(WSI公司)一致。因此,焊接残余应力有限元分析技术可以用于反应堆耐压壳焊接修复评价。

关键词：控制棒驱动机构耐压壳残余应力焊接生死单元

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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

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核科学与工程 2017年第2期37卷 287-292页

作者：孔翔程邹志强武铃珺蒋孝蔚张航李翔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四川成都610213

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 详细信息

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势,可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证,证明该系统可以有效实现三大安全功能,是适合于地下核电站的安全系统。

关键词：地下核电站再循环非能动运行安全壳热阱

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基于粒子群智能优化算法的板弹簧特性优化研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 261-265页

作者：何大明李垣明蒲曾坪吴兴文李伟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 西南交通大学机械工程学院成都610031 西南交通大学牵引动力国家重点实验室成都610031

板弹簧是核电厂反应堆燃料组件的重要部件,其性能好坏直接关系燃料组件的服役安全性。本文考虑板弹簧材料弹塑性本构关系和大变形等复杂非线性因素,利用ANSYS软件对板弹簧进行了多尺寸耦合约束下的参数化建模,实现了模型几何、六面体网... 详细信息

板弹簧是核电厂反应堆燃料组件的重要部件,其性能好坏直接关系燃料组件的服役安全性。本文考虑板弹簧材料弹塑性本构关系和大变形等复杂非线性因素,利用ANSYS软件对板弹簧进行了多尺寸耦合约束下的参数化建模,实现了模型几何、六面体网格和接触对的自动建立,并以此分析了板弹簧关键参数对板弹簧特性的影响。基于MATLAB并行计算库,构建了基于粒子群智能优化算法的板弹簧特性多参数优化平台,以板弹簧设计刚度曲线和最小塑性变形为目标,对板弹簧板厚、变截面位置和圆弧过渡区形式进行了优化。结果表明,基于粒子群的板弹簧多参数智能优化算法,可以显著提升板弹簧的设计效率;在给定板弹簧设计目标曲线和板弹簧参数范围内,该算法可以在较少的迭代次数内获得满足设计目标的结构参数,对核反应堆板弹簧工程设计具有较好的指导意义。

关键词：板弹簧粒子群智能优化算法刚度曲线

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^(90)Sr同位素温差电源结构设计与性能分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 104-111页

作者：杜广瀚李玉鹏李根郭锐刘桂秀王进仕西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 华南理工大学电力学院广州510641 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

本研究设计了^(90)Sr同位素温差电源物理模型,主要包括热源、热电转换模块以及散热模块。在此基础上利用COMSOL软件对同位素电源进行有限元分析,得到了同位素电源的温度分布、电压以及功率输出特性。同时研究了热源功率衰减下的同位素... 详细信息

本研究设计了^(90)Sr同位素温差电源物理模型,主要包括热源、热电转换模块以及散热模块。在此基础上利用COMSOL软件对同位素电源进行有限元分析,得到了同位素电源的温度分布、电压以及功率输出特性。同时研究了热源功率衰减下的同位素电源输出特性,最后对热电材料的高度和横截面积进行了敏感性分析。研究结果表明,同位素电源最大输出功率为63.6 W,热电转换效率为7.6%,在15 a内电源最大输出功率由63.6 W衰减至24.4 W。敏感性分析发现电源内阻和最大输出功率随热电材料高度的增大而增大,随横截面积的减小而增大,研究结果对同位素电源在太空、深海等恶劣环境中的应用具有重要意义。

关键词：同位素电源热电转换输出功率热电转换效率敏感性分析

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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 641-644页

作者：郑斌孙英学臧峰刚卢岳川杨宇郑连纲邹鸣中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四川成都610041

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 详细信息

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估。分析结果满足规范要求。

关键词：缺陷反应堆压力容器断裂力学

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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 618-621页

作者：臧峰刚王伟刘文进张毅雄曾忠秀杨凯邹鸣中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四川成都610041

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对... 详细信息

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价。评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效。

关键词：热(微)裂纹管道焊缝疲劳

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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 652-655页

作者：杜娟孙英学卢岳川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四川成都610041

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 详细信息

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。

关键词：反应堆压力容器 60a设计寿命力学性能

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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

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原子能科学技术 2008年第S2期42卷 645-647页

作者：郑连纲杨宇臧峰刚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四川成都610041

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生... 详细信息

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。

关键词：反应堆压力容器蒸汽发生器不符合项

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