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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.
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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析
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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议
作者： 胡建军 芮旻 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
压水堆核电站LOCA(失水事故)后，由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制，在安全壳内产生大量的氢气，这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物，在一定条件下会造成爆炸的危险。 LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须... 详细信息
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孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究
孔板诱发管道流致振动响应的计算方法研究
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 姜乃斌 毛庆 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
孔板对流体的扰动会导致局部回流和漩涡的出现,引起管内的局部压力脉动,从而造成管道系统出现振动和噪声,严重情况下会导致结构开裂和流体泄漏.本工作利用孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,采用ANSYS软件的随机振动分析功能,对孔板... 详细信息
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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 郑连纲 杨宇 臧峰刚 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
在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项,经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器... 详细信息
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支承间隙对辅助管道地震分析影响研究
支承间隙对辅助管道地震分析影响研究
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 吴万军 刘文进 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
在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究... 详细信息
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大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 卢岳川 吴万军 臧峰刚 孙英学 刘文进 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
2006年9月发现大亚湾2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出,本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析对发现渗漏的大亚湾2号机组换料水箱进行分析与评估.
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浅探管道布置对核电站主系统抗震性能的影响
浅探管道布置对核电站主系统抗震性能的影响
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 艾红雷 刘文进 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
核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论.
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RPV接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
RPV接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 郑斌 孙英学 臧峰刚 卢岳川 杨宇 郑连纲 邹鸣中 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
某电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27mm.本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析.分析内容包含缺陷的... 详细信息
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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 臧峰刚 王伟 刘文进 张毅雄 曾忠秀 杨凯 邹鸣中 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
根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝.依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线.在此基础上,对机... 详细信息
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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
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第十五届全国反应堆结构力学大会
作者： 杜娟 孙英学 卢岳川 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
本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60a寿期末反应堆压力容器结构... 详细信息
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