检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第3期43卷 207-213页

作者：王炳炎陈书华安彦波董岱林湛卉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610213

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换... 详细信息

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式;采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析,给出了最大倾角与海浪参数的关系,对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化,并将其结果与试验数据进行了比较,相符性较好。

关键词：浮动式核电站装卸料定位小位移旋量(SDT) 误差

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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

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原子能科学技术 2022年第S01期56卷 83-91页

作者：熊夫睿沈平川王新军叶献辉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四川成都610213

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 详细信息

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。

关键词：华龙一号反应堆冷却剂系统抗震分析载荷环境

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基于高频方波电压注入的同步磁阻型特种电机无传感器控制方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 80-85页

作者：刘依依彭仁勇王昭苏王春蕾陈美远余海涛唐诗涵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

针对同步磁阻(SynR)型特种电机在高温高压、强辐射的工况下,位置传感器对转子位置检测容易出现失灵或者检测误差较大的现象,提出一种不需要依靠位置传感器就可以将SynR型特种电机位置检测出来的无传感器控制方法。该方法在矢量控制的基... 详细信息

针对同步磁阻(SynR)型特种电机在高温高压、强辐射的工况下,位置传感器对转子位置检测容易出现失灵或者检测误差较大的现象,提出一种不需要依靠位置传感器就可以将SynR型特种电机位置检测出来的无传感器控制方法。该方法在矢量控制的基础上通过向估计的d轴注入正负交替的高频方波电压信号,在估计的q轴会产生相应的高频响应电流,高频响应电流中包含有电机转子位置信息,将高频响应电流通过转子位置观测器就可以将转子的位置信息估算出来,实现对SynR型特种电机的无传感器控制。仿真结果表明,所提出的方法可以实现在高温高压强辐射工况下无位置传感器时对SynR型特种电机的精准控制,具有收敛速度快、精度高,易于工程实现等优点。

关键词：同步磁阻(SynR) 特种电机无传感器控制高频方波电压注入

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核级管道强动态载荷传递特性研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 98-103页

作者：卢喜丰王新军熊夫睿白晓明何风李柄锦杨康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

基于管道材料在不同温度和应变率下的力学性能构建了应变率相关弹塑性本构模型,通过对管道跌落试验进行仿真得到影响弹塑性分析精度的主要因素,构建了基于应变率相关本构模型的弹塑性动态载荷传递分析方法。应用该方法开展管道动态响应... 详细信息

基于管道材料在不同温度和应变率下的力学性能构建了应变率相关弹塑性本构模型,通过对管道跌落试验进行仿真得到影响弹塑性分析精度的主要因素,构建了基于应变率相关本构模型的弹塑性动态载荷传递分析方法。应用该方法开展管道动态响应分析,将响应加速度、应力等计算结果与弹性分析结果进行对比。结果显示,弹塑性分析可有效降低结构响应,既可确保结构在强动态载荷下的安全性,又可降低结构设计难度,可应用于管道系统强动态载荷传递分析。

关键词：管道强动态载荷传递特性应变率效应

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多物理场耦合TRISO颗粒堆内行为研究

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原子能科学技术 2022年第S01期56卷 100-108页

作者：刘仕超周毅李垣明唐昌兵路怀玉廖楠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

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆内行为,本文通过设置边界条件,定义燃料材料物性模型,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO颗粒的多物理场计算方法,应用三维有限元平台对TRISO颗粒的堆内行为进行分析。结果表明,TRISO颗粒核芯温度随核芯功率增大而增大,但相应的温度梯度绝对值变化较小;颗粒中疏松热解碳层(Buffer层)与内致密热解碳(IPyC)层产生间隙,且寿期末间隙尺寸随核芯功率增大而降低;TRISO颗粒中IPyC层受到较大拉应力,而SiC层只有在较高的核芯功率下,才会受到拉应力,且最大拉应力随核芯功率增大而增大,这导致高核芯功率下SiC层的失效概率达到2.2×10^(-6)。SiC层对^(110)Ag、^(90)Sr、^(137)Cs等裂变产物具有优良的包容能力,在寿期末,SiC层以外几乎不存在裂变产物,这验证了TRISO颗粒在堆内的安全性能。

关键词： TRISO颗粒堆内行为裂变产物分布辐照变形

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华龙一号柴油发电机组卸载指令设计技术研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 92-97页

作者：王琳伍巧凤何正熙刘宏春孙诗炎李昱陈鹏张隽祺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

专设安全设施驱动系统在核电厂发生事故时用于对事故后果的缓解,对核电厂安全起着至关重要的作用,柴油发电机组卸载指令可能会阻止专设安全设施的正常动作,但是目前对于柴油发电机组卸载指令无明确的设计准则、无确定的拒动率和误动率... 详细信息

专设安全设施驱动系统在核电厂发生事故时用于对事故后果的缓解,对核电厂安全起着至关重要的作用,柴油发电机组卸载指令可能会阻止专设安全设施的正常动作,但是目前对于柴油发电机组卸载指令无明确的设计准则、无确定的拒动率和误动率指标要求。针对该问题,采用确定论和概率论方法对柴油发电机组卸载指令的设计原则、可靠性要求、定期试验设计等方面开展深入研究,针对三代核电厂华龙一号提出了柴油发电机组卸载指令的设计要求,并设计了柴油发电机组卸载指令总体技术方案,最后分别采用故障树和马尔可夫可靠性分析方法进行了验证,验证结果表明所提出的设计要求合理,指令设计方案可靠性高,该研究内容为后续核电厂仪控系统设计提供了重要参考。

关键词：专设安全设施柴油发电机华龙一号故障树马尔可夫

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基于自主运行的热管反应堆启堆过程研究

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核动力工程 2023年第3期44卷 144-151页

作者：刘余黄蒙奇彭常宏杜政瑀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 中国科学技术大学核科学技术学院合肥230027

热管反应堆(HPR)的应用对无人自主运行技术提出了迫切需求,将自主运行技术应用于HPR,可实现状态感知、趋势预测、策略优化;能够有效避免人因失误;提升HPR技术性能、拓展核动力应用领域。以MegaPower热管堆为研究对象,以HPRTRAN程序为分... 详细信息

热管反应堆(HPR)的应用对无人自主运行技术提出了迫切需求,将自主运行技术应用于HPR,可实现状态感知、趋势预测、策略优化;能够有效避免人因失误;提升HPR技术性能、拓展核动力应用领域。以MegaPower热管堆为研究对象,以HPRTRAN程序为分析工具,针对热管堆运行过程中的重要组成——HPR启堆过程开展基于自主运行的研究,建立了适用于HPR启堆的、由监测诊断层-预测层-决策层组成的自主运行框架,初步开发了HPR自主运行系统。研究结果表明,自主运行系统预测结果准确性较高,决策方案较为科学且具备一定可行性。相关研究成果可为后续全面实现HPR无人值守自主运行奠定基础。

关键词：自主运行热管反应堆(HPR) 启堆过程智能算法决策

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基于流固耦合的往复泵管路振动模型研究及优化分析

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核动力工程 2023年第S02期44卷 55-60页

作者：李旸刘佳蔡龙奇赖建永路彤王禹干依燃陈纠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

针对船用往复泵出口管路系统振动过大的问题,结合试验测试数据,采用流固耦合分析方法建立了一套适用于往复泵出口管路的系统级振动传递特性分析模型。利用所建模型分析管路系统振动响应特性。采用基于模态匹配与振型节点耦合等方法,提... 详细信息

针对船用往复泵出口管路系统振动过大的问题,结合试验测试数据,采用流固耦合分析方法建立了一套适用于往复泵出口管路的系统级振动传递特性分析模型。利用所建模型分析管路系统振动响应特性。采用基于模态匹配与振型节点耦合等方法,提出一套管路支吊架优化布置的设计原则,并开展支吊架类型及参数的敏感性分析。分析结果表明:管路支吊架布置优化后管路振动位移峰值和速度峰值均有明显降低,基座处的平均振动加速度级较优化前降低3.48 dB。

关键词：管路振动流固耦合往复泵支吊架

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数字化反应堆高保真中子学程序SHARK研发

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原子能科学技术 2022年第2期56卷 334-342页

作者：张宏博赵晨彭星杰赵文博陈长李庆于颖锐宫兆虎曾未刘琨饶俊杰王博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

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法... 详细信息

SHARK程序是由中国核动力研究设计院新近研发的基于全堆芯确定论非均匀输运理论体系的数字化反应堆软件。该软件从多群数据库的截面与共振数据出发,采用改进子群方法刻画有效共振截面的复杂非均匀效应,采用二维/一维或准三维特征线方法开展堆芯层面非均匀输运计算。目前该程序的定态微观问题计算能力已建立完毕。数值结果显示,SHARK程序对于商用压水堆相关基准问题具有良好的计算精度和效率。

关键词：数字化反应堆共振计算全堆输运 VERA基准题 SHARK程序

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反应堆结构类裂纹不连续区的疲劳损伤评价方法研究

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原子能科学技术 2022年第12期56卷 2707-2716页

作者：庾明达张丽屏傅孝龙杜娟邵雪娇姜露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

反应堆结构中存在大量类裂纹形式的局部结构不连续区,其焊趾处由于应力集中,结构的疲劳性能将极大降低,因此类裂纹不连续区的疲劳损伤评定是反应堆结构分析中的一个重要问题。本文以反应堆压力容器贯穿件焊缝为对象,对规范通用的疲劳损... 详细信息

反应堆结构中存在大量类裂纹形式的局部结构不连续区,其焊趾处由于应力集中,结构的疲劳性能将极大降低,因此类裂纹不连续区的疲劳损伤评定是反应堆结构分析中的一个重要问题。本文以反应堆压力容器贯穿件焊缝为对象,对规范通用的疲劳损伤评价方法及类裂纹不连续区疲劳损伤评价方法进行了研究,并对各评价方法的保守性进行了比较。结果表明,相比通用疲劳评价方法,类裂纹疲劳评价方法能准确模拟应力集中的影响,并通过引入特征距离,使疲劳损伤系数计算时所对应的应力水平趋于合理。同时,类裂纹疲劳评价方法能避免通用疲劳评价方法中无法确定合理的焊缝疲劳修正系数及疲劳减弱因子的困难,解决了通用疲劳评价方法在类裂纹不连续区疲劳分析评估中存在一定局限性的问题,因此类裂纹疲劳评价方法更适用于类裂纹不连续区的疲劳损伤评定。

关键词：反应堆类裂纹不连续区疲劳损伤评价

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