检索结果-内蒙古大学图书馆

第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：孙秋腾郭张鹏陈伟玉宇牛风雷华北电力大学非能动核能安全技术北京市重点实验室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

全局敏感性分析是基于方差分解的思想,旨在研究输入参数对模型结果的全局影响,通过计算单个及多个输入对输出方差的贡献,评估单个及多个输入参数相互作用的敏感度。通过对抽样方法和替代模型方法的耦合分析,可以得到全局敏感性指标Sobo... 详细信息

全局敏感性分析是基于方差分解的思想,旨在研究输入参数对模型结果的全局影响,通过计算单个及多个输入对输出方差的贡献,评估单个及多个输入参数相互作用的敏感度。通过对抽样方法和替代模型方法的耦合分析,可以得到全局敏感性指标Sobol值。本研究重点关注五个关键输入参数对安全瞬态参数的影响,采用DAKOTA与AP1000的主蒸汽管道断裂事故(MSLB)的不确定分析程序进行耦合。结果表明,大气温度会显着影响MSLB事故下安全壳的安全性,因为它对多个输出都有影响。一般多项式混沌展开法和随机配点法具有显著的优势,因为采用少量的样本数便可得到较高精度的敏感性指标。如果模拟模型具有跳跃不连续性,则对于基于采样方法和基于替代模型方法,结果可能是显著的不确定性。

关键词：全局敏感性分析替代模型 Sobol指标

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岭澳一期核电站主蒸汽、主给水管线阻尼器削减

岭澳一期核电站主蒸汽、主给水管线阻尼器削减

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：曾忠秀孙保华毛庆刘文进王伟杨凯吴万军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 广东核电运营有限公司广东深圳518124

用SYSPIPE程序建立了岭澳一期核电站主蒸汽和主给水管线的模型,并采用岭澳一期核电站相应应力分析报告的载荷对管线进行应力分析验证.采用了被广泛接受的ASMECODECASEN411生成新的楼板谱,重新进行管线应力分析.取消阻尼器95个,其中32个... 详细信息

用SYSPIPE程序建立了岭澳一期核电站主蒸汽和主给水管线的模型,并采用岭澳一期核电站相应应力分析报告的载荷对管线进行应力分析验证.采用了被广泛接受的ASMECODECASEN411生成新的楼板谱,重新进行管线应力分析.取消阻尼器95个,其中32个换成刚性拉杆,63个直接去掉.

关键词：核电站蒸汽管道给水管道阻尼器管线应力分析

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耐压柱壳参数化设计与灵敏度分析

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海洋技术学报 2019年第1期38卷 25-31页

作者：刘峰王贺苗怡然屠超华赵彦凯哈尔滨工程大学船舶工程学院黑龙江哈尔滨150001 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

为提高耐压柱壳设计效率,设计了耐压柱壳参数化分析流程。研究了有限元分析所涉及的材料属性、载荷施加、边界条件设置等内容,确定了采用弧长法分析耐压柱壳稳定性。利用Python语言对于ABAQUS软件进行了二次开发,利用Isight软件实现了AB... 详细信息

为提高耐压柱壳设计效率,设计了耐压柱壳参数化分析流程。研究了有限元分析所涉及的材料属性、载荷施加、边界条件设置等内容,确定了采用弧长法分析耐压柱壳稳定性。利用Python语言对于ABAQUS软件进行了二次开发,利用Isight软件实现了ABAQUS的集成,实现了耐压柱壳有限元分析模型的网格自动划分、自动分析计算等。选择样本点进行参数化分析,利用响应面模型对于样本点进行了拟合,得到了具有较高拟合精度、满足工程需要的近似模型,进行了设计变量的灵敏度分析。研究结果表明:参数化分析流程可实现耐压柱壳的自动分析、近似模型及灵敏度分析,可降低耐压柱壳分析难度,均可提高耐压柱壳设计效率。

关键词：耐压柱壳参数化分析近似模型灵敏度分析

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反应堆压力容器环形试件对焊接头力学不均匀性测试研究

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电焊机 2022年第4期52卷 64-70页

作者：李玉光付强董元元邱阳胡甜刘川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610041 江苏科技大学材料科学与工程学院江苏镇江212003

为实现反应堆紧凑布置,反应堆压力容器内设计了多个复合功能的复杂环形构件,此类结构形式首次出现在反应堆压力容器设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构形式,使得环形构件与反应堆压力容器内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的... 详细信息

为实现反应堆紧凑布置,反应堆压力容器内设计了多个复合功能的复杂环形构件,此类结构形式首次出现在反应堆压力容器设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构形式,使得环形构件与反应堆压力容器内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的特点;而此类结构长期在高温、高压、强辐照环境下服役并承受交变载荷作用,对结构安全性、可靠性等要求很高,因此有必要对反应堆压力容器内环形件与容器内壁大厚度焊接结构焊接残余应力的不均匀性进行仔细研究和分析,以便为反应堆压力容器环形试件对焊接头性能评估奠定技术基础。采用微冲剪和显微硬度方法测试了反应堆压力容器16MND5低合金钢环形试件对焊接头的力学分布规律。结果表明:对焊接头抗拉强度横向分布不均,呈M型,峰值强度出现在热影响区;对焊接头抗拉强度厚度方向分布不均,母材区波幅35 MPa、焊缝区波幅77 MPa、热影响区波幅80 MPa;对焊接头维氏硬度分布趋势与微冲剪测试结果一致,印证了微冲剪测试结果的合理性。

关键词：大厚度低合金钢对焊接头抗拉强度微冲剪试验力学不均匀性

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便携式核测量信号发生器的设计

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科技视界 2024年第24期14卷 121-123页

作者：刘轶高志宇海装北京局驻北京地区第六军事代表室北京100076 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

针对核测量系统现场试验的需求,识别出核测量信号具有幅度微弱、测量范围宽等特性,设计了一台便携式的核测量信号发生器。该信号发生器以微控制器为控制核心,采用可编程逻辑器件实现脉冲信号输出,采用信号类型转换电路将电压信号转换为... 详细信息

针对核测量系统现场试验的需求,识别出核测量信号具有幅度微弱、测量范围宽等特性,设计了一台便携式的核测量信号发生器。该信号发生器以微控制器为控制核心,采用可编程逻辑器件实现脉冲信号输出,采用信号类型转换电路将电压信号转换为微弱电流信号,实现核测量信号输出。经过测试,该信号发生器输出脉冲信号精度优于0.001%,电流信号精度优于0.3%,满足核测量系统现场试验需求。

关键词：核测量信号发生器弱脉冲弱电流

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压水堆核电厂稳压器压力和水位控制系统仿真研究

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自动化与仪器仪表 2017年第1期 138-141页

作者：董化平张倬孙启航张建民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610041 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

基于核电厂仿真系统平台软件构建了秦山二期压水堆核电厂稳压器压力和水位控制系统仿真模型,利用该仿真模型进行了典型工况下的瞬态仿真实验和研究,通过对比响应曲线的稳态和动态特性,获得了控制系统的整定值,可供工程技术人员参考。

关键词：压水堆核电厂稳压器压力控制水位控制仿真整定值

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竖直矩形通道内空气-水两相流动中气泡聚合研究

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科技视界 2017年第16期 197-198页

作者：王璐孙中宁张林李伟唐昌兵刘洋华武小莉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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

本文在自然循环条件下,研究竖直上升矩形通道(50×50mm2)内气泡聚合行为特性,在此基础上进一步分析气泡聚合对自然循环能力的影响。结果表明:本实验条件下气泡初始平均直径大于4.5mm时升力系数大于零,直径小于4.5mm时升力系数变为负... 详细信息

本文在自然循环条件下,研究竖直上升矩形通道(50×50mm2)内气泡聚合行为特性,在此基础上进一步分析气泡聚合对自然循环能力的影响。结果表明:本实验条件下气泡初始平均直径大于4.5mm时升力系数大于零,直径小于4.5mm时升力系数变为负值;两气泡平均间距大于8.3mm时,几乎不能看到聚合过程;实验范围内,自然循环水流量是随着气体流量的增加而增大,在气体流量小于1.30kg/h,增大气流量对提升自然循环能力的效果较气流量大于1.30kg/h更好。

关键词：自然循环矩形通道空气-水气泡聚合

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小型压水堆堆芯设计及物理特性分析

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科技视界 2021年第17期 58-62页

作者：方华伟宁可为尹莎莎韩冰曾涛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 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

为满足未来反应堆模块化、小型化设计要求,以现有小型压水堆方案为基础,提出小型模块化压水反应堆堆芯布置初步设计方案。并使用堆芯物理计算程序,利用蒙特卡洛方法对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及... 详细信息

为满足未来反应堆模块化、小型化设计要求,以现有小型压水堆方案为基础,提出小型模块化压水反应堆堆芯布置初步设计方案。并使用堆芯物理计算程序,利用蒙特卡洛方法对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在发生弹棒、掉棒等事故条件下维持反应堆安全。

关键词：小型模块化反应堆燃料组件中子通量分布物理特性核安全

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压水堆堆芯Pin-by-pin计算扩散系数的计算方法研究

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科技创新导报 2020年第13期17卷 69-71页

作者：张斌李云召吴宏春刘勇王冬勇王星博钟旻霄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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

压水堆堆芯中子学计算中,扩散系数对堆芯Pin-by-pin计算结果有着重要的影响。本文对扩散系数的计算方法进行了研究,基于菲克定律,研究了三种不同的扩散系数归并方法。基于KAIST基准题分析比较了不同少群扩散系数的求解方法对堆芯Pin-by-... 详细信息

压水堆堆芯中子学计算中,扩散系数对堆芯Pin-by-pin计算结果有着重要的影响。本文对扩散系数的计算方法进行了研究,基于菲克定律,研究了三种不同的扩散系数归并方法。基于KAIST基准题分析比较了不同少群扩散系数的求解方法对堆芯Pin-by-pin计算精度的影响,计算结果表明,采用以栅元总泄漏率守恒原则归并得到少群扩散系数的方法能兼顾特征值与棒功率的计算精度,拥有更好的计算效果。

关键词： Pin-by-pin计算扩散系数泄漏率守恒

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核反应堆物理计算数据同化研究进展

火箭军工程大学学报

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火箭军工程大学学报 2024年第2期38卷 57-71页

作者：龚禾林刘威震吴屈李庆李天涯廖鸿宽钟旻霄王江宇赵文博张世全陈长上海交通大学巴黎卓越工程师学院四川大学数学学院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

为了更全面深刻地认识用于核反应堆物理计算中的数据同化理论，介绍了数据同化在反应堆物理领域的两大应用方向，即最佳参数估计和物理场重构。详细分析了基于模型降阶的数据同化理论，包括模型降阶理论基础和基于本征正交分解的模型降... 详细信息

为了更全面深刻地认识用于核反应堆物理计算中的数据同化理论，介绍了数据同化在反应堆物理领域的两大应用方向，即最佳参数估计和物理场重构。详细分析了基于模型降阶的数据同化理论，包括模型降阶理论基础和基于本征正交分解的模型降阶；分别介绍了广义经验插值法和稳定格式本征正交分解，并给出了部分数值结果。讨论了反应堆物理领域中开展不确定度分析和量化的相关工作进展。此外，为了进一步确保数据同化结果的精度和可靠性，强调了不确定度分析的重要性并对其进行介绍。分析表明：基于模型降阶的数据同化方法具有计算效率高、精度高的优点，是核工程领域数据同化的新兴发展方向。

关键词：数据同化核反应堆物理模型降阶观测值

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