检索结果-内蒙古大学图书馆

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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点反应堆动力学模型处理问题分析

点反应堆动力学模型处理问题分析

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中国核学会2015年学术年会

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重点实验室国家能源压水反应堆技术研发中心

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析。主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证。文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也... 详细信息

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析。主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证。文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也做了介绍。这些均是反应堆控制系统设计研究需要注意的方面。

关键词：点反应堆动力学模型仿真计算动态特性临界稳定可控性

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基于ANSYS程序的反应堆压力容器可靠性分析

基于ANSYS程序的反应堆压力容器可靠性分析

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：郑连纲吕勇波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

结构可靠性分析假设结构设计变量,如载荷、结构尺寸及强度参量等均为随机变量,且遵循某一分布规律,应用概率统计方法计算结构在破坏准则下的可靠度,相对于传统设计方法,不仅能够更好地符合客观实际情况,把结构失效的发生控制在一种可接... 详细信息

结构可靠性分析假设结构设计变量,如载荷、结构尺寸及强度参量等均为随机变量,且遵循某一分布规律,应用概率统计方法计算结构在破坏准则下的可靠度,相对于传统设计方法,不仅能够更好地符合客观实际情况,把结构失效的发生控制在一种可接受的水平,而且可以给出结构可靠程度的数量概念.本文应用ANSYS有限元程序完成了反应堆压力容器强度可靠性分析,给出了压力容器强度的可靠度.

关键词：反应堆压力容器可靠性分析 ANSYS有限元假设结构设计

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N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

N36锆合金包壳辐照生长经验模型研究

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中国原子能科学研究院第32 届“五四”青年学术报告会

作者：苗一非焦拥军张坤邢硕陈平唐昌兵王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四川成都 610213

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数.计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为.在双曲正切经验模... 详细信息

利用N36锆合金包壳燃料棒堆内辐照考验的部分池边检查数据,计算了4个典型辐照生长经验模型对N36锆合金包壳的适用参数.计算结果表明,在典型辐照生长经验模型中,双曲正切经验模型最适合描述N36锆合金包壳辐照生长行为.在双曲正切经验模型基础上,建立了N36锆合金包壳辐照生长最佳估算模型和包络模型.通过添加工程因子,建立了不同加工工艺的N36锆合金包壳辐照生长经验模型.利用池边检查剩余数据对N36锆合金包壳辐照生长经验模型进行了验证,模型与数据吻合较好.

关键词：锆合金包壳辐照生长模型构建

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小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析

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核安全 2015年第4期14卷 58-63页

作者：程诗思吴晗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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

弹棒事故作为压水堆设计基准事故,包括两种放射性向环境释放的途径:安全壳泄漏及汽轮机、安全阀释放。本文以小型动力堆为研究对象,参考APl000的最新事故源项分析思路,并与M310型核电厂的分析思路进行对比,得出小型动力堆弹棒事故的环... 详细信息

弹棒事故作为压水堆设计基准事故,包括两种放射性向环境释放的途径:安全壳泄漏及汽轮机、安全阀释放。本文以小型动力堆为研究对象,参考APl000的最新事故源项分析思路,并与M310型核电厂的分析思路进行对比,得出小型动力堆弹棒事故的环境释放源项分析方法,计算了弹棒事故造成的环境释放源项。

关键词：小型动力堆弹棒事故源项

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一种变截面管路动力学特性分析方法研究

一种变截面管路动力学特性分析方法研究

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中国核学会2019年学术年会

作者：曾庆娜臧峰刚张毅雄王东辉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

管路结构广泛存在于核电系统，其动力学分析对于整个系统的安全性和安静性至关重要。变截面管作为管路系统中的典型结构，研究其动力学特性具有重要意义。目前研究中针对变截面管路的分析大多基于有限元方法和离散等截面管模型，有限元... 详细信息

管路结构广泛存在于核电系统，其动力学分析对于整个系统的安全性和安静性至关重要。变截面管作为管路系统中的典型结构，研究其动力学特性具有重要意义。目前研究中针对变截面管路的分析大多基于有限元方法和离散等截面管模型，有限元方法具有普适性但计算复杂管路系统网格量比较大，离散的等截面管模型的离散过程比较繁琐。本文在传统的欧拉-伯努利梁振动模型的基础上，考虑了最典型变截面管路即锥形管的截面面积和惯性矩随轴向长度的变化，针对载轻质气体管路忽略流固耦合效应，通过精确理论分析，得到了含有贝塞尔函数形式的动力学方程的解析解。采用链式传递矩阵方法求解锥形管路的自由振动特性，与离散等截面管方法和有限元方法比较误差都在可以接受的范围，验证了本文理论推导连续传递矩阵方法的正确性。同时通过增加离散等截面单元个数，得到的解无限接近于本文理论方法的结果，进一步验证了理论分析模型的正确性。文章不仅在理论分析的基础上采用传递矩阵方法分析了锥管的自由振动特性，而且丰富了管路系统的场传递矩阵，对于管路系统的动力学特性分析和减振降噪具有指导意义。

关键词：锥形管路贝塞尔函数传递矩阵法自由振动

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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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瞬变外力场下反应堆系统自然循环特性研究

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科技视界 2022年第29期 35-38页

作者：陈冲陆祺孙洪平武小莉中国核动力研究设计院四川成都610000 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610000

反应堆系统常采用自然循环方式运行,自然循环系统驱动压头较小,并且受冷热源高度差影响较大,极容易受到瞬变外力场影响。在本研究中首先基于理论方法建立典型瞬变外力条件下自然循环驱动力模型,开发自然循环分析程序,研究不同条件下系... 详细信息

反应堆系统常采用自然循环方式运行,自然循环系统驱动压头较小,并且受冷热源高度差影响较大,极容易受到瞬变外力场影响。在本研究中首先基于理论方法建立典型瞬变外力条件下自然循环驱动力模型,开发自然循环分析程序,研究不同条件下系统流量变化特性,结果表明:受瞬变外力场影响自然循环系统流量会发生周期性的波动,波动周期与外力变化周期一致;受绕x旋转引起的瞬变外力场影响,水平段及竖直段驱动力均远大于绕y旋转工况;提高上升段的高度并且减小水平段在旋转轴垂直方向的长度可以提高自然循环系统的稳定性,这一结论可以为系统管路布置提供理论依据。

关键词：瞬变外力场自然循环驱动力系统程序

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核电工程实时网络研究及应用

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仪器仪表用户 2023年第5期30卷 93-97页

作者：周静田文喜丁捷西安交通大学西安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

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出... 详细信息

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出了适用于安全级DCS多种网络拓扑结构设计的网络通信方案,实现了安全级DCS网络通信数据传输的实时性和确定性,具有较好的数据通信确定性、容错能力及响应时间稳定性等优点,满足核电厂DCS网络系统对数据通信高可靠性的要求。

关键词：安全级DCS DCS网络系统实时通信网络可靠性

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用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题

用反应堆动力学分析方法重新审视核安全性问题

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中国核学会2013年学术年会

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重点实验室国家能源压水反应堆技术研发中心

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新... 详细信息

本文通过对核反应堆动力学瞬态特性分析,给出关系核反应堆系统安全性的两个重要概念——内扰稳定性和外扰稳定性;同时借助基于反应堆动力学分析方法所得计算机仿真计算结果的对比,重新评价核安全性问题和安全保护系统的设计问题,提出新的设计理念。这样的设计理念对仪控系统设计者构造实际的安全保护系统或控制系统有重要的参考意义。

关键词：核反应堆动力学安全性计算机仿真

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