检索结果-内蒙古大学图书馆

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

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,对孔板扰流诱发的管道振动响应进行了计算,并分析了脉动压力的相关性对管道振动响应的影响,在此基础上提出了一种更便于工程应用的简化计算方法.

关键词：核电站流致振动孔板功率谱密度管道系统

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反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛

作者：郑连纲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

在反应堆堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器堆内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计... 详细信息

在反应堆堆内构件压紧弹簧刚度计算中,弯曲剐度的计算相对于压缩刚度计算要复杂得多,本文提出并比较了3种弯曲刚度计算方法,同时应用这几种计算方法对某核电站反应堆压力容器堆内构件压紧弹簧结构进行了弯曲刚度的计算。结果表明:3种计算方法的计算结果非常吻合,其中,对于简单的线性分析问题可采用二维模型计算方法,方法简便且计算效率高;对于具有非线性分析的情况,如存在接触的问题,则应采用后两种方法。

关键词：压紧弹簧弯曲刚度压缩刚度

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反应堆系统主管道支承参数优化设计

反应堆系统主管道支承参数优化设计

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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议

作者：李丽娟刘贞谷袁艳丽吴亚波李柄锦邓力维王新军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

本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验... 详细信息

本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验证并分析了两种优化评价指标参数的相关性。考虑到管路系统阻尼器参数的非线性、加工误差等不确定性因素,对管路系统进行鲁棒性分析,采用最大信息熵原理和Monte Carlo法对管路系统应力比值进行统计分析,得到管路关键结构应力比值的概率密度分布。通过以上研究得到了反应堆冷却剂系统管道阻尼器参数的满足动力载荷下的应力评定准则的设计方案,明确了阻尼器参数对管路系统关键结构应力比值的影响规律,定量评价了支承参数波动对管路系统结构完整性的影响。

关键词：优化设计管路系统支承采样分析

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大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

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中国核电 2015年第2期8卷 117-120页

作者：曾畅赵禹段永强于德勇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

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较... 详细信息

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。

关键词：氢冷器冷却水系统大亚湾核电站

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浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析

浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析

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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议

作者：李丽娟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

浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式... 详细信息

浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式反应堆所处的海洋环境较为复杂,具有较强的随机性。为了满足反应堆结构、设备40年寿命的设计要求,浮式反应堆的结构完整性的设计标准相比以往陆上反应堆更为严格,对结构设计提出了更大的挑战。开展海洋环境载荷作用下反应堆系统不确定性分析尤为重要。通过采用自适应Kriging法、神经网络法、响应面法等方法构造代理模型模拟船-反应堆系统耦合模型,可以有效简化船-反应堆系统模型,在满足工程精度要求的同时大大提升计算效率,并形成对浮式反应堆结构对随机波浪载荷-反应堆作业工况载荷联合作用下的敏感性参数认知。进而对反应堆系统管路支承参数进行优化,极大缩短结构设计迭代周期。

关键词：浮式反应堆海洋环境载荷不确定性分析代理模型

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核辅助系统管道LOCA分析方法研究

核辅助系统管道LOCA分析方法研究

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：何风张毅雄王伟艾红雷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

反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIP... 详细信息

反应堆冷却剂系统发生失水事故(LOCA)时,会诱发核辅助系统管道运动产生惯性效应和牵连位移效应.本文采用通用有限元分析软件ANSYS和专用管道力学分析软件SYSPIPE,对这两种动力效应进行分析(即核辅助管道LOCA分析).结果表明:相对于SYSPIPE软件,采用ANSYS软件的瞬态动力分析功能能够更加准确地模拟核辅助系统管道LOCA动力效应.同时通过对获得的LOCA惯性效应、牵连位移效应以及惯性效应和牵连位移效应的组合效应进行比较后认为:在进行核辅助管道事故工况应力分析评定时如果完全忽略LOCA惯性效应产生的一次应力的分析方法是不合理的;如果考虑LOCA发生概率,采用LOCA牵连位移效应产生的二次应力弥补惯性效应产生的一次应力的分析方法从可靠性方面讲是比较合理的;为了能更真实地模拟核辅助管道LOCA动力效应,应真实考虑LOCA惯性效应和牵连位移效应,从确定论上保证在发生LOCA事故时核辅助管道的安全.

关键词：失水事故核辅助管道管道力学惯性效应牵连位移效应耦合效应应力分析

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核反应堆堆内构件吊篮筒体焊接变形的分析与控制

核反应堆堆内构件吊篮筒体焊接变形的分析与控制

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“创新——核科学技术发展的不竭源泉”——中国核学会2009年学术年会

作者：王庆田许斌何大明李燕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

吊篮筒体是核反应堆堆内构件的重要组成部分,设计公差与间隙要求苛刻。本文首先分析了筒体类设备焊接变形产生的原因,并针对这些原因,提出了具体的控制措施。然后结合秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件3号堆吊篮筒体在制造过程中出现... 详细信息

吊篮筒体是核反应堆堆内构件的重要组成部分,设计公差与间隙要求苛刻。本文首先分析了筒体类设备焊接变形产生的原因,并针对这些原因,提出了具体的控制措施。然后结合秦山核电二期扩建工程反应堆堆内构件3号堆吊篮筒体在制造过程中出现的严重焊接变形,把防变形控制策略用于改进4号堆吊篮筒体的焊接,焊接结果满足设计要求。

关键词：核电筒体类设备焊接变形分析与控制

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控制棒组件缓冲结构缓冲设计方法研究

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中国核电 2021年第1期14卷 35-39页

作者：张吉斌李垣明黄春兰蒲曾坪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

控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析。通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力... 详细信息

控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析。通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力的规律。本文的计算方法及结果可以指导控制棒组件缓冲结构的设计。

关键词：控制棒组件缓冲结构缓冲设计冲击力

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反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

反应堆堆内构件压紧弹簧弯曲刚度计算方法研究

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中国核学会2007年学术年会

作者：郑连纲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

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚... 详细信息

对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚度要复杂得多,主要是载荷施加及后续结果数据的处理,而且有时还必须建立三维有限元模型才能进行弯曲刚度的计算。

关键词：压紧弹簧压缩刚度反应堆堆内构件弯曲刚度

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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

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,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响.结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响.

关键词：核电站辅助管道地震应力分析支承间隙

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