检索结果-内蒙古大学图书馆

第十五届全国振动理论及应用学术会议（NVTA2023）

作者：赵燮霖周进雄冯志鹏西安交通大学机械振动与强度国家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

蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,会在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。由于流弹失稳机理的复杂性,目前工程中大多使用经验公式与实验指导管束结构设计,致使相关研究精度有限且成本较高。因此亟需在前人的研究基础... 详细信息

蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,会在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。由于流弹失稳机理的复杂性,目前工程中大多使用经验公式与实验指导管束结构设计,致使相关研究精度有限且成本较高。因此亟需在前人的研究基础上,结合理论分析、数值模拟和数据驱动等多种研究手段,针对管束结构的流弹失稳现象开展研究。本文结合半解析频域模型,分别建立单根及多根弹性管在升力与曳力方向的流弹失稳半解析时域模型,实现对于流致振动时程响应的求解;结合数值模拟技术,建立CFD-半解析模型混合的理论模型,提供一种实验依赖性低的流弹失稳预测方法;结合机器学习与模态分解等数据驱动方法,分别实现对与管束排布方法的优化与非线性流致振动时程信息的预测。在管束结构的非线性流致振动问题中,还有大量现象需要给出合理解释、诸多问题需要学者们解决。希望通过深挖理论模型以解决质量问题,提高仿真技术以解决精度问题,发展数据驱动方法以解决冗杂问题。

关键词：管束结构流弹失稳半解析模型 CFD 数据驱动方法

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核反应堆控制系统的鲁棒性分析

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自动化与仪器仪表 2012年第6期 186-188,191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重点实验室四川成都610041 国家能源压水反应堆技术研发中心四川成都610041

本文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制,给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

关键词：核反应堆 PID 鲁棒性

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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

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第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：张毅雄姜乃斌艾红雷王伟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

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选区存在的问题,同时又考虑了非线性因素.

关键词：反应堆冷却剂系统地震分析

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低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究

低流量条件下倒U型管式蒸汽发生器流动特性研究

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第十届全国反应堆热工流体力学会议

作者：张勇宋小明黄伟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

采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量... 详细信息

采用理论分析方法和计算流体动力学(CFD)方法对倒U型管式蒸汽发生器一次侧内的流动特性进行分析研究。从理论上给出倒U型管内压降关系式。分析表明，低流量时，适当条件下倒流可能出现在长管或短管。得出了出现倒流的必要条件：低流量，一、二次侧存在温差，以及U型管存在高度差。同时采用CFD方法验证了理论分析的结果。

关键词：低流量条件管式蒸汽发生器流动特性计算流体动力学

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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

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,对机组运行5年的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价.评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10年内不会发生疲劳失效.

关键词：反应堆冷却剂系统热裂纹管道缺陷疲劳分析

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焊接残余应力有限元分析技术研究

焊接残余应力有限元分析技术研究

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第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：孙英学卢岳川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级重点实验室四川成都 610041

本文以岭澳核电站CRDM耐压壳焊接为例,应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程,并计算焊接后残余应力的分布,绘制残余应力分布曲线并进行计算结果分析.通过本项目的研究,掌握了焊接残余应力的分析技术,达到了研究目的.

关键词：核电站控制棒驱动机构焊接残余应力生死单元有限元分析

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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

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的完整性.

关键词：反应堆压力容器设计寿命力学性能

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反应堆压力容器出口接管力学分析

反应堆压力容器出口接管力学分析

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第十五届全国反应堆结构力学大会

作者：杨雯郑连纲杨宇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

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力... 详细信息

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.

关键词：核反应堆有限元分析压力容器应力分析疲劳分析

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数字化控制系统基本技术分析

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自动化与仪器仪表 2017年第6期 43-46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重点实验室四川成都610213 国家能源压水反应堆技术研发中心四川成都610213

就数字化控制系统的基本技术做了一个学理上的分析。在此基础上,深入探讨了数字化控制系统的采样周期问题和核能系统数字化PID控制策略问题,给出了采样周期的选择原则,给出了离散化原理的广泛存在性实例,指出了PID的积分饱和问题所在并... 详细信息

就数字化控制系统的基本技术做了一个学理上的分析。在此基础上,深入探讨了数字化控制系统的采样周期问题和核能系统数字化PID控制策略问题,给出了采样周期的选择原则,给出了离散化原理的广泛存在性实例,指出了PID的积分饱和问题所在并提供了改进途径。这里特别强调指出,数字化技术既是计算机和信息化时代的核心技术,也是核电站和未来智能化时代重要的基本技术。

关键词：数字化控制器采样时间比例积分微分

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龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解

龙格库塔时间离散的中子时空动力学方程求解

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第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议

作者：赵文博姚栋王侃胡永明清华大学工程物理系 100084 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成都 610041 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成都 610041 清华大学工程物理系 100084 清华大学核研院 100084

本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN，开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式（BD）和对角线隐式龙格库塔格式（DIRK），并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较，1）DIRK格式相... 详细信息

本文基于第二类边界条件节块格林函数法程序NGFMN，开发了动态TNGFM程序。时间离散时间离散分别采用向后差分格式（BD）和对角线隐式龙格库塔格式（DIRK），并通过基准题对程序进行了验证。将两种格式的计算结果分析比较，1）DIRK格式相比BD格式优势明显;2）DIRK格式对空间计算的精度要求更高。

关键词：时空动力学节块格林函数法向后差分龙格库塔 TNGFM程序

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