检索结果-内蒙古大学图书馆

第14届全国反应堆结构力学会议

作者：姜乃斌张毅雄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成都

在采用直接积分法进行地震时程分析时,地震动载荷的输入方法常用的有以下几种:①在基础上施加位移时程;②在结构上通过加速度时程施加惯性力;③在基础上通过人为增加一大的集中质量将加速度输入转换为力的输入.本文重点对前两种方法进... 详细信息

在采用直接积分法进行地震时程分析时,地震动载荷的输入方法常用的有以下几种:①在基础上施加位移时程;②在结构上通过加速度时程施加惯性力;③在基础上通过人为增加一大的集中质量将加速度输入转换为力的输入.本文重点对前两种方法进行了对比讨论,得出一些有益的结论,提出了一种修正的加速度时程载荷输入法,并采用上述方法对某核电工程的反应堆冷却剂系统进行了非线性地震分析,得到了3组不同的数值结果.

关键词：地震响应时程分析载荷输入反应堆冷却剂系统

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控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项应力分析

控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项应力分析

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：邵雪娇邹鸣中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级重点实验室成都610041

对某工程控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项在各工况下进行了应力分析,并给出了与原设计结构的应力对比分析.其中,二类工况下的疲劳分析采用了瞬态分组技术,同时参考RCC-M2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行热机解耦修... 详细信息

对某工程控制棒驱动机构耐压壳下部接头不符合项在各工况下进行了应力分析,并给出了与原设计结构的应力对比分析.其中,二类工况下的疲劳分析采用了瞬态分组技术,同时参考RCC-M2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(Ke)进行热机解耦修正.结果表明:两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,在存在不符合项位置处,由于不符合项的存在,接头厚度变薄,但疲劳分析结果更安全,其他几类工况下则原设计结构尺寸更安全;采用瞬态分组技术能够有效降低一次加二次应力之和的幅值和疲劳使用系数;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的修正能明显去除一定的保守量.

关键词：控制棒驱动机构耐压壳下部接头疲劳分析弹塑性校正因子

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首循环含钆堆芯的控制模式改进研究

首循环含钆堆芯的控制模式改进研究

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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：刘启伟于颖锐核反应堆系统设计技术国家级重点实验室中国核动力研究设计院成都610041

在MODE-G控制模式的基础上，针对首循环含钆堆芯的轴向功率分布的显著特点，对堆芯控制模式进行了改进研究。通过松弛轴向偏移控制策略（RAOC）将轴向偏移（AO）控制在一个带状区域内，应用改进后的控制模式对首循环含钆堆芯典型燃耗步... 详细信息

在MODE-G控制模式的基础上，针对首循环含钆堆芯的轴向功率分布的显著特点，对堆芯控制模式进行了改进研究。通过松弛轴向偏移控制策略（RAOC）将轴向偏移（AO）控制在一个带状区域内，应用改进后的控制模式对首循环含钆堆芯典型燃耗步进行了负荷跟踪模拟，并与MODE-G模式下的负荷跟踪结果做了比较。另外，针对首循环含钆堆芯控制模式的改进特点，选择受影响较大的弹棒事故做了初步的事故中子学参数评价。分析比较表明，改进后的堆芯控制模式相对于MODE-G控制模式能更有效地加强对堆芯轴向功率分布的控制。

关键词：首循环含钆堆芯控制模式轴向功率分布轴向偏移控制

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核电厂质量保证在核安全管理中的作用

核电厂质量保证在核安全管理中的作用

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第三届中国核学会省市区“三核”论坛

作者：王艳霞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

本文通过对核电厂安全管理分析,提出了核安全管理是确保核电厂辐射安全的第四道屏障的概念,描述了核电厂核安全管理体系。通过分析核电厂的全方位质量保证和全寿命质量控制,论述了核电厂质量保证在发挥现有核安全技术水平和核电厂的固... 详细信息

本文通过对核电厂安全管理分析,提出了核安全管理是确保核电厂辐射安全的第四道屏障的概念,描述了核电厂核安全管理体系。通过分析核电厂的全方位质量保证和全寿命质量控制,论述了核电厂质量保证在发挥现有核安全技术水平和核电厂的固有安全性,降低核安全事故风险。具有不可替代的作用。

关键词：核安全质量控制核电厂安全管理辐射安全安全事故风险

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压水堆核电站冷却剂平均温度控制方案比较分析

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中国核电 2018年第1期11卷 99-104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

冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果... 详细信息

冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。这里对压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了一个比较性的分析。从比较中看到,基于实际工程的平均温度控制方案是成熟的。这主要表现在另外三个控制方案得到的仿真结果与前者比较,还是有不足之处或仅为接近。对平均温度控制方案采用新的控制技术进行多角度探讨,很值得提倡。尽管这种探讨不一定就能很快得到优于现有控制方案的结果,但对该领域一定会带来启发作用甚或带来突破。

关键词：压水堆核电站平均温度控制

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"华龙一号"主管道和波动管LBB设计

"华龙一号"主管道和波动管LBB设计

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中国核学会2019年学术年会

作者：孙英学吴万军谢海刘文进郑连纲何风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

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术，研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程，包括：LB... 详细信息

LBB技术是保证反应堆运行安全性和可靠性的一种先进的设计技术，研究和掌握LBB技术并应用LBB技术对"华龙一号"主管道和波动管进行设计是"华龙一号"工程的关键设计路径。本文介绍了LBB技术完整的设计流程，包括：LBB技术实施先决条件评估、系统力学分析、分析位置的选取及裂纹的假设、疲劳裂纹扩展分析、泄漏率计算程序的编制及验证、贯穿裂纹泄漏率计算、裂纹稳定性分析等，突破了技术难度和软件禁售，研究和掌握了LBB技术并应用于"华龙一号"的主管道和波动管设计，达到了三代核电的技术要求。

关键词： "华龙一号" LBB 主管道波动管

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拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究

拉-弯组合载荷下管道环向贯穿裂纹COD工程参数的扩展计算研究

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第14届全国反应堆结构力学会议

作者：卢岳川郑斌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

在应用EPRI工程方法求解管道断裂参数时,需要相关的工程参数,在EPRI报告中给出了一些工程参数,但非常有限,本报告通过有限元法和工程法相结合,对EPRI的工程参数作扩充计算研究,其目的是得到求解COD工程参数h2的方法,使EPRI的工程方法能... 详细信息

在应用EPRI工程方法求解管道断裂参数时,需要相关的工程参数,在EPRI报告中给出了一些工程参数,但非常有限,本报告通过有限元法和工程法相结合,对EPRI的工程参数作扩充计算研究,其目的是得到求解COD工程参数h2的方法,使EPRI的工程方法能适用于更广泛的几何结构和材料.

关键词：管道环向贯穿裂纹拉弯组合载荷工程参数扩展计算断裂力学

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反应堆压力容器制造中的无损检测技术

反应堆压力容器制造中的无损检测技术

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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：罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才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

论述了多种无损检测技术在秦山二期1和2机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项。

论述了多种无损检测技术在秦山二期1<'＃>和2<'＃>机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项。

关键词：核反应堆压力容器无损检测质量保障

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离线啜吸检测系统水下装置抗震分析

离线啜吸检测系统水下装置抗震分析

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第十六届全国反应堆结构力学会议

作者：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成都610041

离线啜吸检测系统水下装置安装在燃料厂房内,其作用是定性检测辐照后的燃料组件的严密性和定量检测燃料包壳破损的情况。它是PMC系统(燃料操作系统)的一部分。设备的抗震级别为1I级,安全等级为NC,根据相关规定需要对其作抗震分析。采用A... 详细信息

离线啜吸检测系统水下装置安装在燃料厂房内,其作用是定性检测辐照后的燃料组件的严密性和定量检测燃料包壳破损的情况。它是PMC系统(燃料操作系统)的一部分。设备的抗震级别为1I级,安全等级为NC,根据相关规定需要对其作抗震分析。采用ANSYS8.0程序对其进行了在自重、1/2SSE地震和SSE地震作用下的分析计算,并按照RCC-M和EJ/T833-2006规范的规定对计算结果进行了评定。所分析的离线啜吸检测系统水下装置在各种工况下的应力满足相关规范的要求。

关键词：燃料厂房离线啜吸检测水下装置抗震分析

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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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第十一届中西南十省(区、市)焊接学术年会

作者：孙英学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

本文以某核电站CRDM耐压壳Ω焊接为例，应用ANSYS有限元生死单元技术模拟焊接流程，并计算出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：压力容器结构焊接焊缝应力有限元分析

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