检索结果-内蒙古大学图书馆

第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：叶献辉蔡逢春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国家级重点实验室成都610041

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动... 详细信息

基于适用于含非材料体(non-materialvolumes)系统的Lagrange方程,采用由无裂纹悬臂梁的模态函数加入分段立方多项式构造的裂纹梁的模态函数,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,最后通过数值算例研究裂纹参数对悬臂输流管道动力特性和颤振特性的影响.结果表明:当固支端附近出现裂纹时,输流管道的颤振临界流速将减小,越靠近固支端,颤振临界流速减小的越多.且随着裂纹深度增加颤振临界流速降低的更加明显.但裂纹离固支端一定位置后时,裂纹的出现将会增大管道的临界流速.

关键词：反应堆悬臂输流管道裂纹梁管道颤振临界流速模态函数

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大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：李冬生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

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进... 详细信息

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。

关键词：核电站压水堆堆芯装载燃料组件

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核学会计算物理学会第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议

作者：李冬生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

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADES-II处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告.本报告介绍了堆芯换料设计需提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析.

关键词：堆芯换料燃料管理安全评价启动物理试验

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大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

大型屏蔽泵转子轴系动态性能敏感性分析

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第三届核能行业核级泵技术研讨会

作者：邓礼平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

为保证大型屏蔽泵满足核电应用的可靠性以及寿命要求,本文对核电大型屏蔽泵转子导轴承的磨损速率、温度变化等因素对转子轴系的动态性能影响进行了分析,并进行了由此导致的轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性进行了全面分析.

关键词：核电厂屏蔽泵转子轴系性能敏感性

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面向设计研发的核能大数据系统架构及标准化研究

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信息技术 2024年第7期48卷 128-135,142页

作者：张倬阳惠刘佳黄擎宇罗英张明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610213 中核投资有限公司北京100037

结合核能设计研发基本流程和全生命周期数据特点,开展基于多源异构数据集成的采集、存储、处理、管理、应用等功能需求分析,按照“分层设计”思想和以数据应用为目标的路线,建立核能大数据系统技术架构和数据架构,对架构中的层级、模块... 详细信息

结合核能设计研发基本流程和全生命周期数据特点,开展基于多源异构数据集成的采集、存储、处理、管理、应用等功能需求分析,按照“分层设计”思想和以数据应用为目标的路线,建立核能大数据系统技术架构和数据架构,对架构中的层级、模块、功能进行分析。考虑大数据技术持续应用的特点,基于核能大数据系统架构和技术发展需求,开展标准化研究,提出核能大数据标准体系。该研究为大数据技术在核能设计研发应用提供基础,并为后续开展系统性的核能大数据标准化工作提供技术参考。

关键词：核能大数据系统架构标准化多源异构数据

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阻尼器减少技术在岭澳核电站主蒸汽管线上的应用情况

阻尼器减少技术在岭澳核电站主蒸汽管线上的应用情况

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2007四川省中青年专家学术大会

作者：刘文进曾忠秀毛庆杨凯中国核动力研究设计核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

根据计算将主蒸汽管线上部分的阻尼器换成刚度为125000N/mm的拉杆。对将部分阻尼器换成刚度为125000N/mm的拉杆后的管线进行了分析评定,计算得到的阀门地震加速度、管道应力、能动部件的可运行性等均满足相关要求。本文采用提高阻... 详细信息

根据计算将主蒸汽管线上部分的阻尼器换成刚度为125000N/mm的拉杆。对将部分阻尼器换成刚度为125000N/mm的拉杆后的管线进行了分析评定,计算得到的阀门地震加速度、管道应力、能动部件的可运行性等均满足相关要求。本文采用提高阻尼比和将阻尼器替换成拉杆的方法,对岭澳核电站主蒸汽管线安全壳外部分上的阻尼器进行从原来的三十二个减为十个,管道依然满足RCC-M规范的相关要求,从而大大的降低了阻尼器的检修和维护费用。

关键词：阻尼器核电站蒸汽管线加速度管道应力阻尼比

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核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

核能海水淡化堆堆芯核设计方案的可行性研究

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第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议

作者：刘旭东陈长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

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应... 详细信息

本文介绍海水淡化堆燃料组件的选择和堆芯核设计所采取的措施。提出一个额定功率为245MW、堆芯压力0.43MPa、冷却剂平均温度90.5℃的堆芯核设计可行性研究方案。反应堆堆芯由69个截短φ9.5-17×17燃料组件组成;设置控制棒和应急注硼两套独立的反应性控制系统。选用Gd203可燃毒物补偿寿期初过剩的反应性。寿期内燃料燃耗和可燃毒物的消耗达到较好的匹配，满足总体设计和核设计准则要求。在额定功率下连续运行，第一循环堆芯燃耗寿期可达500EFPD，平衡循环堆芯燃耗寿期可达760EFPD。

关键词：燃料组件载钆燃料棒平衡换料卸料燃耗海水淡化堆堆芯核设计

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基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：齐欢欢曾忠秀张毅雄刘文进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 610041成都

针对反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,如拉压双线性、间隙和主管道在某些破裂情况下将进入塑性等,利用ANSYS程序对反应堆冷却剂系统进行LOCA非线性动力响应分析,实现高效参数化、模块化建模,并在此基础上对ANSYS进行二次开发,形成... 详细信息

针对反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,如拉压双线性、间隙和主管道在某些破裂情况下将进入塑性等,利用ANSYS程序对反应堆冷却剂系统进行LOCA非线性动力响应分析,实现高效参数化、模块化建模,并在此基础上对ANSYS进行二次开发,形成LOCA专用的模块。将基于ANSYS程序的分析结果与专用LOCA分析程序计算结果进行对比,结果表明:两个程序计算得到的结果基本一致,计算结果在允许的设计范围之内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,大大提高实际工程分析的效率。

关键词：反应堆冷却剂系统失水事故非线性动力响应 ANSYS二次开发

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基于传递矩阵的管路-壳体耦合系统动力学建模

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噪声与振动控制 2024年第5期44卷 21-26页

作者：张啸涵黄修长曾庆娜杨咏上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心上海200031 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

针对管路-支撑-壳体耦合系统的振动响应快速预报和传递特性分析,采用Riccati传递矩阵法建立直管-弯管-变径管-泵-阀门复杂组合管路的动力学模型,以获取考虑流固耦合效应时组合管路的频响特性;采用频响函数子结构综合方法建立组合管路-支... 详细信息

针对管路-支撑-壳体耦合系统的振动响应快速预报和传递特性分析,采用Riccati传递矩阵法建立直管-弯管-变径管-泵-阀门复杂组合管路的动力学模型,以获取考虑流固耦合效应时组合管路的频响特性;采用频响函数子结构综合方法建立组合管路-支撑-壳体耦合系统的动力学模型,以获得在管路系统泵源模拟激励下的振动传递特性。对耦合系统的位移频响、传递特性开展分析,得到如下结论:对组合管路利用Riccati变换可解决传递矩阵法多管段数值精度累积误差的问题,在垂向简谐力激励下壳体和管路受到的垂向力大于轴向力和横向力,在各个支撑处通过各个方向传递的功率流量级基本一致。

关键词：振动与波组合管路流固耦合 Riccati传递矩阵法频响函数综合建模与优化

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反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性能影响

反应堆压力容器接管与安全端对接焊缝焊接材料的选择及其对焊缝性...

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第四届中国核学会省市区“三核”论坛

作者：杨敏米小琴罗英王小彬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省核学会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省核学会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省核学会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省核学会

1 前言反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,其接管安全端是反应堆压力容器接管与一回路主管道的第一个焊接接头,该部位距堆芯活性区很近,在运行中要承受高温、高压的交变复杂应力的作用。因此,反应堆压力容器接... 详细信息

1 前言反应堆压力容器(RPV)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,其接管安全端是反应堆压力容器接管与一回路主管道的第一个焊接接头,该部位距堆芯活性区很近,在运行中要承受高温、高压的交变复杂应力的作用。因此,反应堆压力容器接管与安全端的焊接接头不仅应具有高塑性、高韧性的特点,而且还要具备较高的耐腐蚀、耐辐照和足够的断裂韧性及抗疲劳性能。从目前国内核反应堆结构设计来看,反应堆压力容器进、出口接管材料均采用 Mn-Ni-Mo 低合金钢,国产牌号为：508-Ⅲ钢,法国牌号为：16MND5：主管道采用不锈钢,其材料牌号(法国牌号)为：Z3CN20-09M。

关键词：反应堆压力容器安全端焊接接头对接焊缝焊缝性能材料的选择

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