检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2015年第S2期36卷 17-19页

作者：吴文斌李庆孙伟魏彦琴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

采用有限差分方法将三维中子扩散方程离散为大型稀疏矩阵的广义特征值问题,并应用JFNK(Jacobian-Free Newton-Krylov)非线性求解方法对该问题进行求解,得到有效增殖因子(k_(eff))和功率分布。数值结果表明,JFNK方法求解三维中子扩散方... 详细信息

采用有限差分方法将三维中子扩散方程离散为大型稀疏矩阵的广义特征值问题,并应用JFNK(Jacobian-Free Newton-Krylov)非线性求解方法对该问题进行求解,得到有效增殖因子(k_(eff))和功率分布。数值结果表明,JFNK方法求解三维中子扩散方程具有良好的计算精度。

关键词：中子扩散方程有限差分 JFNK方法

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电气机柜的地震概率易损度分析

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核动力工程 2020年第1期41卷 65-69页

作者：黄茜蔡逢春黄旋沈平川刘建陈果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

为开展电气机柜的地震概率安全分析(PSA),利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据,通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价,得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21... 详细信息

为开展电气机柜的地震概率安全分析(PSA),利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据,通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价,得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21、不确定性对数标准差为0.50及高置信度低失效概率(HCLPF)值为0.23g。该评价方法对电气设备的地震易损度分析具有借鉴作用。

关键词：电气机柜抗震能力概率易损度鉴定试验

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研究堆稳压器隔离及卸压方案仿真研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 41-45页

作者：曾畅赖建永余小权苏荣福唐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成都610213

建立了某气体稳压型研究堆在失水事故(LOCA)下局部破口及整体系统的数值仿真模型。针对主管道破口进行数值分析,研究系统流量、压力和破口流量的关系,获得破口的特性参数。通过在系统仿真模型中耦合破口特性参数,对隔离及卸压2种事故下... 详细信息

建立了某气体稳压型研究堆在失水事故(LOCA)下局部破口及整体系统的数值仿真模型。针对主管道破口进行数值分析,研究系统流量、压力和破口流量的关系,获得破口的特性参数。通过在系统仿真模型中耦合破口特性参数,对隔离及卸压2种事故下防止稳压器上部气体进入反应堆的应对方案进行了研究。结果表明,破口截面的流量主要取决于系统的压力,采用卸压方案要优于隔离方案。

关键词：气体稳压研究堆失水事故数值分析

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压力容器水压试验压力及其利弊分析

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核动力工程 2016年第4期37卷 34-38页

作者：张敬才胡幼明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

对现行压力容器规范规定的压力容器水压试验的压力、利弊等进行讨论,指出水压试验压力约为塑性失稳压力的40%～45%,其应力准则允许的压力约为塑性失稳力的50%～75%;水压试验是压力容器检漏、强度验证的一种实用有效的试验方法和检查技术... 详细信息

对现行压力容器规范规定的压力容器水压试验的压力、利弊等进行讨论,指出水压试验压力约为塑性失稳压力的40%～45%,其应力准则允许的压力约为塑性失稳力的50%～75%;水压试验是压力容器检漏、强度验证的一种实用有效的试验方法和检查技术;水压试验可以改善和提高压力容器承载能力,减小破坏可能性;在役水压试验可以确定可能存在的最大缺陷或最大承受的压力,为后续安全运行和分析提供依据和数据,但压力不宜超过首次强度水压试验压力;对超载和温态预应力水压试验以及水压试验有害作用应进一步开展科研。

关键词：压力容器水压试验压力水压试验利弊

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主泵参数变化对失水事故后果影响分析

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核动力工程 2015年第1期36卷 132-136页

作者：党高健黄代顺高颖贤何晓强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

基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET... 详细信息

基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。

关键词：相似特性曲线自由容积失水事故峰值包壳温度水力载荷

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基于虚拟激励的滞变支撑连接耦合结构的非一致平稳随机地震响应分析

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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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基于SAMG事故序列的严重事故模拟软件开发

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核动力工程 2013年第S1期34卷 210-213页

作者：赵欣刘东王加昌何腾蛟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

介绍严重事故模拟软件的开发背景,描述模拟软件在显示平台、场景动态建模、数据管理方面的关键技术。给出该模拟软件对秦山第二核电厂严重事故现象模拟的1个应用实例。结果表明,该模拟软件能够快速建立模拟场景,并能有效地对事故模拟进... 详细信息

介绍严重事故模拟软件的开发背景,描述模拟软件在显示平台、场景动态建模、数据管理方面的关键技术。给出该模拟软件对秦山第二核电厂严重事故现象模拟的1个应用实例。结果表明,该模拟软件能够快速建立模拟场景,并能有效地对事故模拟进程进行控制。

关键词：严重事故严重事故管理导则(SAMG) 模拟

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格架夹持失效对燃料棒流弹稳定性及漩涡脱落影响的数值研究

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核动力工程 2018年第4期39卷 182-186页

作者：齐欢欢冯志鹏姜乃斌黄茜吴万军黄旋江小州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

流弹稳定性和漩涡脱落是流致振动分析的两个重要机理。由于制造工艺、运输、辐照影响,格架对燃料棒的夹持作用可能失效。以I、II型燃料组件为例,研究了夹持失效对燃料棒固有频率和振型、流弹稳定性以及漩涡脱落的影响。结果表明:刚凸支... 详细信息

流弹稳定性和漩涡脱落是流致振动分析的两个重要机理。由于制造工艺、运输、辐照影响,格架对燃料棒的夹持作用可能失效。以I、II型燃料组件为例,研究了夹持失效对燃料棒固有频率和振型、流弹稳定性以及漩涡脱落的影响。结果表明:刚凸支承失效对固有频率的影响与振型有直接关系,原振幅较大的位置附近刚凸支承失效对固有频率的影响明显。刚凸支承失效对两种型号燃料棒固有频率的影响类似。对于I型组件,燃料棒顶部和底部的流速较大,大小相当,顶部和底部格架的刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值有较大影响。对于II型组件,顶部格架刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值的影响明显。

关键词：燃料棒夹持失效流弹稳定性漩涡脱落

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控制棒驱动机构耐压壳下部密封环应力与疲劳分析

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核动力工程 2013年第3期34卷 148-151页

作者：邵雪娇张丽屏杜娟谢海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

采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度... 详细信息

采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行解耦修正。结果表明,2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,较薄密封环结构疲劳分析结果相对更安全,较厚密封环结构在其余工况相对更安全;在疲劳分析中对瞬态进行分组能明显降低使用系数和一次加二次应力之和幅值的保守性;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的修正能明显提高计算结果精度。

关键词：控制棒驱动机构疲劳弹塑性修正因子

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辽宁红沿河核电厂核仪表系统设计

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核动力工程 2016年第5期37卷 55-57页

作者：沈峰陈乐李高刘艳阳李文平王银丽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

对辽宁红沿河核电厂一期工程核仪表系统(RPN)设计工作进行介绍,内容涉及系统功能、系统结构和设备功能划分、关键技术参数的计算分析和试验验证、设备信号接口等设计重点内容。所设计的核电站投入商业运行证明系统设计工作取得了成功。

关键词：红沿河核电厂核仪表系统

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