检索结果-内蒙古大学图书馆

压力容器 2014年第3期31卷 70-76页

作者：周高斌罗英邱天张亚斌王小彬曾鹏谢国福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四川成都610041

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。

关键词：反应堆压力容器主螺栓螺孔螺纹损伤改进

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Fe-Mn晶格反演势的构建与验证

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有色金属工程 2021年第6期11卷 24-28页

作者：李宁张兴广吴冰洁李雪洁杨龙龙孙琨张猛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610014 西安交通大学金属材料强度国家重点实验室西安710049

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线... 详细信息

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线,而后根据Chen-Mobius晶格反演法得到了FCC-Fe和FCC-Mn的晶格反演势。然后计算出Fe-Fe原子和Mn-Mn原子间按L_(10)结构堆垛的结合能,进而求出Fe-Mn原子间的结合能,再利用Chen-Mobius晶格反演法,获得Fe-Mn原子间的晶格反演势,最后选择Morse势函数进行拟合。利用构建的Fe-Mn势函数进行了L_(10)-FeMn体系结合能计算,与第一性原理计算的结果对比,表明构建的Fe-Mn势函数满足自洽性。最后利用所得势函数进行了弹性模量、杨氏模量计算,与试验数据对比基本吻合,表明势函数具有有效性。

关键词： Fe-Mn 晶格反演法 Morse势函数第一性原理

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玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击响应分析

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应用力学学报 2021年第3期38卷 1011-1015页

作者：李宁周进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610200 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西安710049

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的... 详细信息

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的载荷在冲击过程中会发生剧烈变化,且在击穿GLARE前,载荷受冲击速度影响很小;冲头的动能损失基本转化成了层合板结构增加的内能,主要包括铝合金板的塑性变形能、整体材料应变能、因损伤破坏吸收的能量;其中铝合金板的塑性变形能占比最高,可通过进一步设计铝合金板来提高GLARE的抗冲击性能。本文为GLARE层合板在结构冲击防护中的设计及应用提供了重要的参考依据。

关键词：玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击破坏能量平衡

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核电厂数字化仪控系统结构比较分析

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中国核电 2011年第3期4卷 212-219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国家级重点实验室四川成都610041

采用比较方法,分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数字化仪控系统结构作了对比分析,并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。

关键词：核电厂数字化仪控系统

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900MW压水堆核电厂稳压器筒体成形工艺评定研究

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压力容器 2013年第7期30卷 77-80,46页

作者：邓丰何劲松李焕鸣黄燕中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610041

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,... 详细信息

稳压器是压水堆核电厂一回路冷却剂系统的主设备之一,对整个核电厂的运行和安全起着至关重要的作用。900 MW压水堆核电厂稳压器采用板焊结构,筒体采用低合金钢钢板通过冷卷成形制造。依据核电设备建造规范的要求,根据稳压器冷成形工艺,确定了成形工艺评定方案和评定过程中的检验和试验,并对评定试验的检验和试验结果进行了初步统计和分析。试验结果表明:按既定工艺成形后的筒体质量满足规范要求;对于使用低合金钢制造的稳压器筒体的成形工艺进行评定是十分必要地。

关键词：压水堆稳压器筒体成形工艺评定

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BP神经网络控制应用的基本问题

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机械与电子 2010年第S1期28卷 119-124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国家级重点实验室四川成都610041

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关... 详细信息

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关键问题。

关键词： BP神经网络 PID 核反应堆

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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

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科学技术与工程 2015年第30期35卷 23-29页

作者：崔世杰王杰卢庆张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系西安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610041

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... 详细信息

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。

关键词： MELCOR 失流事故氦冷包层 HE-FUS3实验

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基于动态模态分解方法的正方形排列管束流体弹性不稳定性研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 104-108页

作者：冯志鹏熊夫睿赵燮霖蔡逢春周进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610213 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西安710049

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其... 详细信息

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其次,引入动态模态分解(DMD)方法对流固耦合系统进行降阶分解与重构预测,进而从宏观响应和DMD模态2个层面研究了管束的流体弹性不稳定性。结果表明,DMD方法不仅可以实现对流场动力学特征的快速重构及预测,还可以准确提取不稳定流场的主导模态和频率,并能判断所提取模态的稳定性,与宏观响应相互应证,能更全面地反映系统的稳定性。

关键词：流体弹性不稳定性流固耦合管束动态模态分解(DMD)

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“华龙一号”堆芯延伸运行能力分析

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中国核电 2020年第2期13卷 144-147页

作者：谢运利于颖锐陈长李满仓娄磊王星博刘琨刘勇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四川成都610041

出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力。延伸运行通常在堆芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式。目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺... 详细信息

出于增加经济性和运行灵活性的考虑,核电站一般要求具备延伸运行能力。延伸运行通常在堆芯寿期末进行,硼浓度过低不能再稀释引入反应性,仅依靠降低冷却剂温度或者堆芯功率来延长运行的运行模式。目前国内仅少数核电厂实施过延伸运行,缺乏对不同延伸运行方式的分析研究,另外大型三代压水堆的延伸运行能力有待研究。基于我国大型三代压水堆“华龙一号”堆型,本文从堆芯物理角度,首次分析了不同延伸运行方式的实现过程,并讨论了不同延伸运行方式的经济性及安全评价的影响。

关键词：华龙一号三代压水堆型延伸运行

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Thermo-Calc的Python接口在304控氮奥氏体不锈钢中的应用

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热加工工艺 2020年第14期49卷 62-65页

作者：李宁王来成吴冰洁杨龙龙蔡洪能夏星浩杜华张赫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 西安交通大学金属材料国家重点实验室陕西西安710049

采用高通量计算方法进行了304控氮奥氏体不锈钢(简称304NG)的平衡相图研究。基于Thermo-Calc软件的Python接口,实现了两元素变化平衡相图的计算;考虑了304控氮奥氏体不锈钢的成分范围,开发了一个基于Python的自动执行和提取数据的子程序... 详细信息

采用高通量计算方法进行了304控氮奥氏体不锈钢(简称304NG)的平衡相图研究。基于Thermo-Calc软件的Python接口,实现了两元素变化平衡相图的计算;考虑了304控氮奥氏体不锈钢的成分范围,开发了一个基于Python的自动执行和提取数据的子程序,它自动生成计算命令,执行Thermo-Calc软件,然后提取输出文件的关键数据,获得的结果以Excel文件存储起来,便于后续的相图分析。编写的程序不仅限于304控氮奥氏体不锈钢,其它化学成分的合金皆可使用此程序完成对相图的计算工作。

关键词：高通量计算平衡相图 304控氮奥氏体不锈钢 Thermo-Calc Python接口

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