检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2009年第4期30卷 71-74页

作者：张毅雄毛庆向文元毕勤成王伟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 大亚湾核电营运管理有限责任公司广东深圳518031 西安交通大学 710049

针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法。对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学... 详细信息

针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法。对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学(CFD)方法分析孔板附近的流动特性和压力分布,确定节流孔板下游是否发生气蚀现象;对于发生气蚀现象的节流孔板,提出采用多级节流孔板来减弱气蚀,并采用各级节流孔板气蚀数相近的原则确定节流孔径。通过对改造后的EAS试验管线的试验证实,采用本文的设计分析方法设计的多级节流孔板能够有效地减小节流孔板气蚀引起的管道系统振动和噪音。

关键词：多级节流孔板气蚀核级管道振动

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FCM燃料压水堆弥散可燃毒物中子学分析

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1188-1194页

作者：李满仓刘仕倡秦冬于颖锐王侃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610213 华北电力大学核科学与工程学院北京102206 清华大学工程物理系北京100084

为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水堆,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及... 详细信息

为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水堆,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及HfO2进行评价。FCM燃料中TRISO颗粒核芯直径达800μm,燃料颗粒自屏效应强烈,在RMC程序中引入随机介质计算功能,对FCM燃料进行随机几何建模,保证了反应性计算精度。分析表明:Er2O3可作为FCM燃料堆芯的候选可燃毒物,Gd2O3和Eu2O3需结合堆芯开展进一步研究,Sm2O3、Dy2O3及HfO2的反应性惩罚过大,不适合作为FCM燃料可燃毒物。

关键词： FCM燃料可燃毒物压水堆 TRISO颗粒 RMC程序

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瞬态承压热冲击下AP1000反应堆压力容器热应力数值模拟

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中国科学：技术科学 2017年第7期47卷 685-691页

作者：马梓淇张宏亮何培峰许斌罗英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陕西省航天结构振动控制工程实验室西安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610200

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水... 详细信息

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水注入瞬态过程中反应堆压力容器内部流场以及壁面温度分布特性,并采用双线性弹塑性模型对反应堆压力容器由于瞬态非均匀温度分布引起的热-力耦合现象进行分析.结果表明,承压热冲击现象会导致反应堆压力容器局部应力过高,在安注嘴区域应力甚至会超过材料的屈服强度,但在安注嘴以外的其他区域结构是安全的并保持在较低的应力状态.本文的数值模拟方法和分析结果可为反应堆的可靠性和安全性评估提供参考.

关键词： AP1000 反应堆压力容器承压热冲击弹塑性热应力

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核事故放射性气体扩散及辐射剂量模拟研究

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核电子学与探测技术 2018年第1期38卷 95-99页

作者：宋英明刘子朋卢川陈心润肖德涛杨钧翔孙正张宇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

利用修正的高斯烟团模型来简化早期核事故扩散问题,将修正后结果与CALPUFF软件模拟结果对比分析,误差在可接受范围内。根据放射性气体扩散模拟及辐射剂量计算,开发了可视化操作界面,给定初始参数便可简单快速计算得到放射性扩散核素浓... 详细信息

利用修正的高斯烟团模型来简化早期核事故扩散问题,将修正后结果与CALPUFF软件模拟结果对比分析,误差在可接受范围内。根据放射性气体扩散模拟及辐射剂量计算,开发了可视化操作界面,给定初始参数便可简单快速计算得到放射性扩散核素浓度随时间分布以及辐射剂量影响,可为核事故应急预案制备提供依据。

关键词：核应急放射性气体扩散烟团模型辐射剂量

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失水事故引起反应堆堆内结构动响应分析的声学有限元方法

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核技术 2020年第1期43卷 74-78页

作者：赵燮霖马英超叶献辉姜乃斌周进雄西安交通大学航天航空学院机械振动与强度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610200

失水事故引起的反应堆堆内结构动响应是反应堆结构动力学的重要问题。现有的分析计算方法主要是基于计算流体动力学(Computation Fluid Dynamics,CFD)的单向/双向流固耦合分析方法,数值预测精度较高但计算成本过高。本文基于以流体和固... 详细信息

失水事故引起的反应堆堆内结构动响应是反应堆结构动力学的重要问题。现有的分析计算方法主要是基于计算流体动力学(Computation Fluid Dynamics,CFD)的单向/双向流固耦合分析方法,数值预测精度较高但计算成本过高。本文基于以流体和固体位移和流体压力为基本未知量的势流体声学有限元理论,采用商用有限元软件ADINA和流固界面共节点网格技术,对德国HDR(Heiss Dampf Reaktor)实验堆V32破口失水事故进行了数值模拟。声学有限元-结构耦合计算结果与文献中的实验测试结果和基于CFD的双向流固耦合结果吻合良好,但比CFD方法更易于实现且具有较高的计算效率。研究结果为反应堆失水事故下堆内结构动响应提供了一种简单而高效的分析方法。

关键词：失水事故反应堆堆内结构动响应流固耦合声学有限元

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微电网多源协调优化的研究与应用

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电力系统及其自动化学报 2021年第1期33卷 144-150页

作者：邹家惠周步祥张致强四川大学电气工程学院成都610065 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610041

泛在电力物联网的特点是可以在任意时间、人、物、地点之间实现信息交互和连接,泛在电力物联网的建立对微电网的多源协调提供了新思路。本文在信息实时互通的基础上建立了微网多源模型,该模型以总成本为目标函数,并在终端处建立两级优化... 详细信息

泛在电力物联网的特点是可以在任意时间、人、物、地点之间实现信息交互和连接,泛在电力物联网的建立对微电网的多源协调提供了新思路。本文在信息实时互通的基础上建立了微网多源模型,该模型以总成本为目标函数,并在终端处建立两级优化,即对微源出力调整及平滑程度进行优化。根据这一模型,首先运用边缘计算对模型中分布式电源DG(distributed generation)、储能系统及微燃机单独进行优化。然后采用模糊遗传算法在能量管理系统EMS(energy management system)中进行总优化求解。最后,对于提出的模型进行仿真验证,仿真结果表明,该模型能够对能源充分、有效的利用。

关键词：泛在电力物联网微源协调优化模糊遗传

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中国核电装备的国产化

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科技导报 2012年第20期30卷 65-70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610041 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610041

参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全... 详细信息

参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。

关键词：核电装备核岛常规岛核安全

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岭澳核电站一回路系统真空排气台架设计

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核动力工程 2010年第2期31卷 94-97页

作者：黎春梅罗明坤李书周牛文华杨洪崔怀明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 中广核工程有限公司广东深圳518000 大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124

概述了岭澳核电站一回路系统真空排气台架的设计方案、主要性能参数、相关的技术改造和运行过程等。设备现场运行表明,一回路系统真空排气台架可使一回路系统压力达到0.02 MPa以下,可在一回路系统充水排气过程中节约时间约30 h。一回路... 详细信息

概述了岭澳核电站一回路系统真空排气台架的设计方案、主要性能参数、相关的技术改造和运行过程等。设备现场运行表明,一回路系统真空排气台架可使一回路系统压力达到0.02 MPa以下,可在一回路系统充水排气过程中节约时间约30 h。一回路系统真空排气台架设计参数和运行参数均优于国外同类设备;该项技术替代了以前国内大型核电站无燃料水压试验充水前的多次静态排气及多次动态排气过程,在国内首次实现了大型核电站无燃料水压试验充水前的真空排气。

关键词：一回路系统真空排气台架一回路压力边界

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碳钢塑性变形对增量磁导率信号的影响

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中国机械工程 2018年第14期29卷 1653-1660页

作者：李丽娟解社娟陈洪恩陈玲莉何曼如陈振茂西安交通大学机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049 西安交通大学陕西省无损检测与结构完整性评价工程技术研究中心西安710049 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610041

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值... 详细信息

针对核电站结构的塑性变形损伤,为研究低碳钢材料塑性变形对增量磁导率信号的影响机理,将B-H曲线的特征量导入数值计算中,间接分析塑性变形对增量磁导率信号曲线的影响规律,开发了基于退化磁矢位法的增量磁导率数值计算程序,并采用数值模拟方法研究了材料剩磁和矫顽力两个因素分别对增量磁导率信号曲线的影响。结果表明,材料剩磁和矫顽力会影响增量磁导率信号曲线的峰峰距、峰值和过零点等特征参数。研究结果对塑性变形的定量无损评价具有参考意义。

关键词：增量磁导率无损评价塑性变形剩磁矫顽力

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基于支持向量机的离心泵初生空化监测

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排灌机械工程学报 2021年第9期39卷 884-889页

作者：叶韬司乔瑞申纯浩杨松袁寿其江苏大学国家水泵及系统工程技术研究中心江苏镇江212013 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

为利用机器学习的方法对离心泵运行状态进行监测,于离心泵发生空化故障前对离心泵初生空化状态做出判断,从而为离心泵运行状态在线监测提供一定的技术参考.针对基于支持向量机(SVM)的离心泵初生空化监测进行研究,采集离心泵运行振动信号... 详细信息

为利用机器学习的方法对离心泵运行状态进行监测,于离心泵发生空化故障前对离心泵初生空化状态做出判断,从而为离心泵运行状态在线监测提供一定的技术参考.针对基于支持向量机(SVM)的离心泵初生空化监测进行研究,采集离心泵运行振动信号,分析并选取均值、标准偏差、偏度、峭度等特征为特征向量训练模型,同时采用网格寻参与K-CV交叉验证的方式寻找最优组合参数.研究结果表明:网格寻优与交叉验证结合的方式能较好地寻找到最优参数;选取单一特征训练模型情况下,标准偏差的平均识别率最高,识别准确率为94.58%,以标准偏差、偏度、峭度两两组合的特征训练模型的平均识别率达到90.00%以上;该方法对离心泵初生空化识别具有较高准确率,具有一定鲁棒性,有较好的实用价值.

关键词：离心泵空化监测支持向量机特征提取网格参数寻优

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