检索结果-内蒙古大学图书馆

第14届全国反应堆结构力学会议

作者：郑斌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成都610041

依据规范和国外的研究成果,对压水堆压力容器接管嘴内隅角区域进行了三维弹性断裂力学有限元计算.分析涉及多个不同裂纹深度的圆形表面裂纹,基于ABAQUS程序的实体分割等功能建立三维有限元计算模型,研究了接管嘴内隅角区域Ⅰ型裂纹前沿... 详细信息

依据规范和国外的研究成果,对压水堆压力容器接管嘴内隅角区域进行了三维弹性断裂力学有限元计算.分析涉及多个不同裂纹深度的圆形表面裂纹,基于ABAQUS程序的实体分割等功能建立三维有限元计算模型,研究了接管嘴内隅角区域Ⅰ型裂纹前沿各点的应力强度因子分布状况以及裂纹中点的应力强度因子随裂纹深度增加的变化趋势,并与多种工程结果进行了对比,结果吻合良好.

关键词：反应堆压力容器接管区域结构完整性表面裂纹应力强度因子断裂力学有限元分析

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首循环含钆堆芯的控制模式改进研究

首循环含钆堆芯的控制模式改进研究

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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：刘启伟于颖锐核反应堆系统设计技术国家级重点实验室中国核动力研究设计院成都610041

在MODE-G控制模式的基础上，针对首循环含钆堆芯的轴向功率分布的显著特点，对堆芯控制模式进行了改进研究。通过松弛轴向偏移控制策略（RAOC）将轴向偏移（AO）控制在一个带状区域内，应用改进后的控制模式对首循环含钆堆芯典型燃耗步... 详细信息

在MODE-G控制模式的基础上，针对首循环含钆堆芯的轴向功率分布的显著特点，对堆芯控制模式进行了改进研究。通过松弛轴向偏移控制策略（RAOC）将轴向偏移（AO）控制在一个带状区域内，应用改进后的控制模式对首循环含钆堆芯典型燃耗步进行了负荷跟踪模拟，并与MODE-G模式下的负荷跟踪结果做了比较。另外，针对首循环含钆堆芯控制模式的改进特点，选择受影响较大的弹棒事故做了初步的事故中子学参数评价。分析比较表明，改进后的堆芯控制模式相对于MODE-G控制模式能更有效地加强对堆芯轴向功率分布的控制。

关键词：首循环含钆堆芯控制模式轴向功率分布轴向偏移控制

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核电厂质量保证在核安全管理中的作用

核电厂质量保证在核安全管理中的作用

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第三届中国核学会省市区“三核”论坛

作者：王艳霞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

本文通过对核电厂安全管理分析,提出了核安全管理是确保核电厂辐射安全的第四道屏障的概念,描述了核电厂核安全管理体系。通过分析核电厂的全方位质量保证和全寿命质量控制,论述了核电厂质量保证在发挥现有核安全技术水平和核电厂的固... 详细信息

本文通过对核电厂安全管理分析,提出了核安全管理是确保核电厂辐射安全的第四道屏障的概念,描述了核电厂核安全管理体系。通过分析核电厂的全方位质量保证和全寿命质量控制,论述了核电厂质量保证在发挥现有核安全技术水平和核电厂的固有安全性,降低核安全事故风险。具有不可替代的作用。

关键词：核安全质量控制核电厂安全管理辐射安全安全事故风险

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核反应堆模糊控制

核反应堆模糊控制

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2008年西南三省一市自动化与仪器仪表学术年会

作者：王远隆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

本文采用比较分析方法,分别用模糊控制技术与常规控制技术实现对反应堆的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,用模糊控制技术实现对反应堆的控制有其独特的优越性.

关键词：核反应堆动力学特性点堆模型模糊控制

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"华龙一号"主管道和波动管LBB设计

"华龙一号"主管道和波动管LBB设计

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中国核学会2019年学术年会

作者：孙英学吴万军谢海刘文进郑连纲何风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

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术，研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程，包括：LB... 详细信息

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术，研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程，包括：LBB技术实施先决条件评估、系统力学分析、分析位置的选取及裂纹的假设、疲劳裂纹扩展分析、泄漏率计算程序的编制及验证、贯穿裂纹泄漏率计算、裂纹稳定性分析等，突破了技术难度和软件禁售，研究和掌握了LBB技术并应用于"华龙一号"的主管道和波动管设计，达到了三代核电的技术要求。

关键词： "华龙一号" LBB 主管道波动管

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数字化控制器技术及应用

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仪器仪表用户 2016年第3期23卷 56-60页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

在核电站和核动力装置中采用数字化仪控技术是大势所趋。数字化控制器是数字化仪控技术的核心设备。本文通过两个具体事例来分析数字化控制器,也对其应用做概要性介绍。这样的分析和介绍对数字化控制系统的选型和实现有直接的借鉴作用。

关键词：数字化控制器核电站核动力装置

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可编程逻辑器件初始随机状态解决方案与验证

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仪器仪表用户 2023年第4期30卷 93-98页

作者：马文桂巫英伟王松何挺张影西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安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成都610213

为了避免可编程逻辑器件初始随机状态对核仪控系统的影响,从基于FPGA实现的看门狗在上电期间输出异常的故障实例入手,对影响输出的因素进行了分析。结合可编程逻辑器件上电期间工作状态区域转移条件,通过固定单一影响因素进行对比测试... 详细信息

为了避免可编程逻辑器件初始随机状态对核仪控系统的影响,从基于FPGA实现的看门狗在上电期间输出异常的故障实例入手,对影响输出的因素进行了分析。结合可编程逻辑器件上电期间工作状态区域转移条件,通过固定单一影响因素进行对比测试的方式,对可编程逻辑器件初始随机状态影响仪控系统的行为进行了验证。证明通过有效的逻辑复位在上电完成时,对可编程逻辑器件内部寄存器进行初始赋值的处理机制,能有效避免其初始随机状态对仪控系统的不利影响。

关键词：仪控系统非稳态工作状态区域上电时序逻辑复位

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控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项应力分析

控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项应力分析

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：邵雪娇邹鸣中郑连纲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

对某工程控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项在各工况下进行了应力分析,并给出了与原设计结构的应力对比分析.其中,二类工况下的疲劳分析采用了瞬态分组技术,同时参考RCC-M2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行热机解耦修... 详细信息

对某工程控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项在各工况下进行了应力分析,并给出了与原设计结构的应力对比分析.其中,二类工况下的疲劳分析采用了瞬态分组技术,同时参考RCC-M2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行热机解耦修正.结果表明:两种接头厚度的分析结果均满足RCC-M规范中的应力评定准则,其中,在存在不符合项位置处,由于不符合项的存在,接头厚度变薄,但疲劳分析结果更安全,其他几类工况下则原设计结构尺寸更安全;采用瞬态分组技术能够有效降低一次加二次应力之和的幅值和疲劳使用系数;在热和机械共同作用的一次加二次应力之和的幅值较高时,对Ke的修正能明显去除一定的保守量.

关键词：控制棒驱动机构耐压壳下部接头疲劳分析弹塑性校正因子

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拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究

拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：卢岳川郑斌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

在应用EPRI工程方法求解管道断裂参数时,需要相关的工程参数,在EPRI报告中给出了一些工程参数,但非常有限,本报告通过有限元法和工程法相结合,对EPRI的工程参数作扩充计算研究,其目的是得到求解COD工程参数h2的方法,使EPRI的工程方法能... 详细信息

在应用EPRI工程方法求解管道断裂参数时,需要相关的工程参数,在EPRI报告中给出了一些工程参数,但非常有限,本报告通过有限元法和工程法相结合,对EPRI的工程参数作扩充计算研究,其目的是得到求解COD工程参数h2的方法,使EPRI的工程方法能适用于更广泛的几何结构和材料.

关键词：管道环向贯穿裂纹拉弯组合载荷工程参数扩展计算断裂力学

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核反应堆堆内构件吊篮筒体焊接变形的分析与控制

核反应堆堆内构件吊篮筒体焊接变形的分析与控制

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中国核学会2009年学术年会

作者：王庆田许斌何大明李燕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四川成都 610041

吊篮筒体是核反应堆堆内构件的重要组成部分,设计公差与间隙要求苛刻.本文首先分析了筒体类设备焊接变形产生的原因,并针对这些原因,提出了具体的控制措施.然后结合秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件3 号堆吊篮筒体在制造过程中出现... 详细信息

吊篮筒体是核反应堆堆内构件的重要组成部分,设计公差与间隙要求苛刻.本文首先分析了筒体类设备焊接变形产生的原因,并针对这些原因,提出了具体的控制措施.然后结合秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件3 号堆吊篮筒体在制造过程中出现的严重焊接变形,把防变形控制策略用于改进4 号堆吊篮筒体的焊接,焊接结果满足设计要求.

关键词：核反应堆筒体类设备焊接变形变形控制

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