检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2013年第5期34卷 48-51,60页

作者：黄茜臧峰刚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

为了得到滞变支撑连接耦合结构的非一致随机地震响应,以虚拟激励法为基础,导出系统基于多点多分量随机地震的虚拟激励与响应分析式。该方法的未知量为绝对位移,可适用于包括非一致地震在内的所有地震激励形式。数值研究表明,本文方法与... 详细信息

为了得到滞变支撑连接耦合结构的非一致随机地震响应,以虚拟激励法为基础,导出系统基于多点多分量随机地震的虚拟激励与响应分析式。该方法的未知量为绝对位移,可适用于包括非一致地震在内的所有地震激励形式。数值研究表明,本文方法与基于动态相对位移的虚拟激励法和蒙特卡罗法的结果具有很好的一致性。在此基础上,开展了滞变支撑屈服力与屈服位移的参数化研究。

关键词：虚拟激励滞变支撑非一致地震随机振动

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电源频率变化对屏蔽式主泵电机性能影响及其设计调整分析

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核动力工程 2013年第S1期34卷 128-131页

作者：蒋小毛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

分析电源频率变化对屏蔽式主泵电机性能的影响,以及供电电源频率变化较大时的电机设计调整。通过将某60 Hz电机方案调整成50 Hz方案,采用有限元分析方法对2种方案电机的性能进行仿真计算,得到了2种方案电机的相关性能参数。

关键词：屏蔽式主泵电机设计调整有限元分析

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基于大涡模拟(LES)的格架外条带区域压力和速度瞬态特性研究

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核动力工程 2013年第4期34卷 38-42页

作者：卢川卢庆张虹鲁剑超焦拥军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

分别运用雷诺平均模拟(RANS)方法和大涡模拟(LES)方法对燃料组件格架外条带区域的流场和压力场进行瞬态求解。分析发现:采用2种方法所计算出的速度分布大体一致,但是RANS方法不能捕捉到速度和压力的瞬态变化特性,而LES方法能够有效观察... 详细信息

分别运用雷诺平均模拟(RANS)方法和大涡模拟(LES)方法对燃料组件格架外条带区域的流场和压力场进行瞬态求解。分析发现:采用2种方法所计算出的速度分布大体一致,但是RANS方法不能捕捉到速度和压力的瞬态变化特性,而LES方法能够有效观察到流场的瞬态特性。通过2种方法的对比,可发现部分局部区域计算结果有较大差异。LES计算结果呈现出计算域内明显的压力波动,频谱分析发现格架不同区域具有不同的压力波动特性。

关键词：大涡模拟(LES) 压力和速度瞬态特性

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一种压水堆燃料组件可拆连接结构研制

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核动力工程 2013年第4期34卷 157-160页

作者：黄新东黄辉洪龙谭宏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610041

简要介绍压水堆燃料组件的结构,分析可拆接头存在的问题和需满足的技术特征。在此基础上重新提出一种压水堆燃料组件可拆连接结构的设计方案,并根据实验件的验证结果对结构进行优化。优化后连接结构的实验表明,多次拆装后每个试验件均... 详细信息

简要介绍压水堆燃料组件的结构,分析可拆接头存在的问题和需满足的技术特征。在此基础上重新提出一种压水堆燃料组件可拆连接结构的设计方案,并根据实验件的验证结果对结构进行优化。优化后连接结构的实验表明,多次拆装后每个试验件均可实现转动灵活、锁紧可靠、拆装便捷、具备互换性等设计要求。

关键词：先进燃料组件可拆接头研制

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反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 192-195页

作者：丁书华钱立波吴丹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

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰... 详细信息

以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃。通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量。

关键词：主泵特性曲线大破口失水事故 AP1000

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反应堆结构三维非线性抗震分析研究

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核动力工程 2013年第6期34卷 24-26,35页

作者：刘文进吴万军兰彬张丽屏黄旋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

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技... 详细信息

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。

关键词：反应堆结构抗震三维非线性

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基于T-S型模糊神经网络的反应堆功率调节研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 109-112页

作者：廖龙涛陈智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

压水堆核动力装置通过对反应堆功率的控制,实现大范围工况变化下对负荷的跟踪,并维持反应堆主要参数的稳定。为了提高核功率的控制效果,提出一种基于T-S型模糊神经网络的自适应模糊控制器,并通过多种工况仿真试验下与经典比例-积分(PI)... 详细信息

压水堆核动力装置通过对反应堆功率的控制,实现大范围工况变化下对负荷的跟踪,并维持反应堆主要参数的稳定。为了提高核功率的控制效果,提出一种基于T-S型模糊神经网络的自适应模糊控制器,并通过多种工况仿真试验下与经典比例-积分(PI)控制器比较,说明了该控制器的优越性。

关键词：反应堆核功率控制模糊控制模糊神经网络

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AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

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核动力工程 2013年第6期34卷 83-87页

作者：向清安关仲华邓纯锐陈宝文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

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属... 详细信息

严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留(IVR) 重金属层

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磁力提升型控制棒驱动机构提升磁极螺纹疲劳研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 112-115页

作者：唐向东杨博陈西南余志伟王德军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

对磁力提升型控制棒驱动机构的运动进行电磁-运动仿真。通过电磁分析、力学分析以及疲劳分析的方法,对控制棒驱动机构提升磁极螺纹进行了疲劳分析。结果表明,目前二代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命内,螺纹结构满足使用要求,但... 详细信息

对磁力提升型控制棒驱动机构的运动进行电磁-运动仿真。通过电磁分析、力学分析以及疲劳分析的方法,对控制棒驱动机构提升磁极螺纹进行了疲劳分析。结果表明,目前二代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命内,螺纹结构满足使用要求,但对于第三代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命末,第一牙螺纹的应力接近许用应力,疲劳寿命及疲劳安全系数偏低,需要进一步优化。

关键词：控制棒驱动机构有限元分析疲劳寿命

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反应堆保护系统结构与可靠性的关系

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核动力工程 2013年第S1期34卷 179-183页

作者：肖鹏周继翔刘宏春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

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的... 详细信息

从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考。

关键词：反应堆保护系统设计准则可靠性故障树分析

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