检索结果-内蒙古大学图书馆

中国工程机械学报 2011年第4期9卷 410-415页

作者：沈小要国家核电技术公司上海核工程研究设计院上海200233

控制棒驱动机构是核电厂中的重要安全设备,其动态特性是研究和设计该机构的关键.首先建立控制棒驱动机构的磁路和电路方程.然后基于控制棒驱动机构动态提升过程分析,将运动过程分为3个阶段,并分别推导出各阶段的磁路-电路-机械运动耦合... 详细信息

控制棒驱动机构是核电厂中的重要安全设备,其动态特性是研究和设计该机构的关键.首先建立控制棒驱动机构的磁路和电路方程.然后基于控制棒驱动机构动态提升过程分析,将运动过程分为3个阶段,并分别推导出各阶段的磁路-电路-机械运动耦合方程.采用解析解和数值仿真两种方法相结合,求解了控制棒驱动机构分段的非线性方程.最终得出动态过程中电流、电磁力、衔铁速度、衔铁位移和衔铁加速度等一系列反应控制棒驱动机构动态特性的参数随时间的变化曲线,并得到了实验验证.

关键词：控制棒驱动机构动态特性分段非线性解析解数值仿真

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压水堆国家重大专项与CAP1400型号研发

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南方能源建设 2015年第4期2卷 3-7页

作者：郑明光国家核电技术公司上海核工程研究设计院

为了保障能源安全、缓解环境压力、为国民经济发展提供引擎的同时避免对社会安全、环境和群众生活产生影响，规模化发展核电时必须寻求更高安全性与更好经济性的核电技术。

关键词：压水堆重大专项 CAP1400 研发

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核电主设备支承件用12MDV6铸钢成分及热处理工艺对性能的影响

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金属热处理 2022年第6期47卷 186-192页

作者：尤申申于海华国核电站运行服务技术有限公司上海201100 上海核工程研究设计院有限公司上海201100

利用拉伸试验、冲击试验、金相检测及成分检测等方法,通过对比不同成分及热处理工艺对核电主设备支承件用12MDV6铸钢力学性能的影响,提出合理的热处理工艺及成分控制措施。结果表明,回火温度对拉伸性能影响较大,适宜的回火温度为690℃;... 详细信息

利用拉伸试验、冲击试验、金相检测及成分检测等方法,通过对比不同成分及热处理工艺对核电主设备支承件用12MDV6铸钢力学性能的影响,提出合理的热处理工艺及成分控制措施。结果表明,回火温度对拉伸性能影响较大,适宜的回火温度为690℃;碳含量及合金当量增加会提高强度,合金当量对伸长率无明显影响;低温冲击性能的不合格主要是Al含量过高造成的,Al成分宏观偏析会造成低温冲击吸收能量的波动,为使冲击性能达到要求,宜将Al含量控制在0.018%以下。

关键词： 12MDV6铸钢性能成分热处理工艺

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转子-轴承-密封系统非线性动力学理论和试验研究

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噪声与振动控制 2009年第6期29卷 67-71页

作者：沈小要赵玫国家核电技术公司上海核工程研究设计院上海200233 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

采用理论分析和试验研究相结合的方法,研究油膜力和密封力联合作用下转子轴承密封系统的非线性动力学特性和稳定性。将转子轴承密封试验台系统等效为Jeffcott系统,采用短轴承理论建立油膜力的非线性模型,采用Muszynska模型建立非线性的... 详细信息

采用理论分析和试验研究相结合的方法,研究油膜力和密封力联合作用下转子轴承密封系统的非线性动力学特性和稳定性。将转子轴承密封试验台系统等效为Jeffcott系统,采用短轴承理论建立油膜力的非线性模型,采用Muszynska模型建立非线性的密封力。通过数值仿真研究在不同转子转速下密封力对系统非线性特性和稳定性的影响。将试验结果与理论计算进行比较,两者基本一致。

关键词：振动与波转子轴承密封系统非线性动力学稳定性

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核电站控制棒驱动机构隔磁片应力分析

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动力工程学报 2015年第9期35卷 768-772页

作者：曲大庄李晨钱浩朱宝詹阳烈景益刘刚国家核电技术公司北京100029 上海核工程研究设计院上海200233 大连理工大学材料科学与工程学院辽宁大连116024

考虑到磁极对隔磁片的弹性支撑,根据弹性力学板壳理论建立了隔磁片在衔铁冲击载荷作用下的基于弹性基础的薄壁圆盘轴对称弯曲的应力分析模型,利用幂级数和传递矩阵技术给出了相应的解析解,并将理论分析结果与有限元数值计算结果进行了比... 详细信息

考虑到磁极对隔磁片的弹性支撑,根据弹性力学板壳理论建立了隔磁片在衔铁冲击载荷作用下的基于弹性基础的薄壁圆盘轴对称弯曲的应力分析模型,利用幂级数和传递矩阵技术给出了相应的解析解,并将理论分析结果与有限元数值计算结果进行了比较.结果表明:理论分析结果与有限元数值计算结果完全吻合;在隔磁片磁极接触侧出现与冲击疲劳相关的弯曲拉应力;以径向拉应力为主体的最大疲劳等效应力发生在距离内径1/3的隔磁片径向宽度处,它是导致隔磁片经历一定次数步跃运动的衔铁冲击载荷作用后出现疲劳破损的主要原因.

关键词：核电站控制棒驱动机构隔磁片应力分析

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人因工程在核电厂计算机化运行规程系统中的应用

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现代计算机 2013年第15期19卷 57-61页

作者：方舟国家核电技术公司上海核工程研究设计院上海200233

随着数字化先进控制室在核电领域的推广,计算机化运行规程系统(COPS)越来越受到重视,并将逐步成为一种标准配置的操纵员支持系统。结合COPS的发展历程,从人因工程的角度可将COPS分为简单数字化COPS、提供电厂动态数据的COPS和具备控制... 详细信息

随着数字化先进控制室在核电领域的推广,计算机化运行规程系统(COPS)越来越受到重视,并将逐步成为一种标准配置的操纵员支持系统。结合COPS的发展历程,从人因工程的角度可将COPS分为简单数字化COPS、提供电厂动态数据的COPS和具备控制功能的COPS。在介绍每类系统功能特点的基础上,详细论述适用每一类系统设计的人因工程导则,进一步探讨如何将人因工程项目与COPS的设计和开发过程相结合;根据已有经验反馈,总结需要重视的一些遗留问题。

关键词：计算机化规程人因工程核电厂

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CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

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核安全 2016年第1期15卷 76-83页

作者：严锦泉史国宝林诚格詹文辉田林上海核工程研究设计院上海200233 国家核电技术公司北京100029

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同... 详细信息

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。

关键词：核安全目标实际消除大量放射性释放 CAP1400 安全设计

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AP1000安全壳流动循环与热分层一维模型分析

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原子能科学技术 2014年第10期48卷 1803-1806页

作者：玉宇张鹤单祖华胡迎秋王升飞牛风雷刘鑫刚直华北电力大学核科学与工程学院非能动核能安全技术北京市重点实验室北京102206 上海核工程研究设计院上海200233 国家核电技术研发中心北京100010

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文... 详细信息

非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。

关键词：非能动安全壳热分层一维模型

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基于APROS的压水堆核电机组变负荷动态特性研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 210-217页

作者：王岳元天润庄亚平张晋周媛媛韩小渠上海核工程研究设计院有限公司上海200233 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049 山东核电有限公司山东烟台265116

利用仿真软件APROS,基于模块化建模方法,搭建了包含一、二回路主要设备的百万千瓦级压水堆核电机组动态仿真模型,并进行了稳态工况与动态过程的仿真验证。在此基础上,研究了不同速率的线性降负荷与不同幅度的阶跃降负荷下核电机组主要... 详细信息

利用仿真软件APROS,基于模块化建模方法,搭建了包含一、二回路主要设备的百万千瓦级压水堆核电机组动态仿真模型,并进行了稳态工况与动态过程的仿真验证。在此基础上,研究了不同速率的线性降负荷与不同幅度的阶跃降负荷下核电机组主要参数的动态变化。结果表明:阶跃降负荷幅度小于等于2%满功率(FP)时,一回路平均温度波动小,不能引起控制棒的动作;当阶跃降负荷幅度大于2%FP且小于等于5%FP时,回路平均温度波动引起控制棒动作但很快回到温度死区,最终稳定的回路平均温度反而高于初始温度;负荷线性变化过程中稳压器压力波动最大可达到0.3 MPa;由于冷却剂比容与温度呈正相关,稳压器相对水位变化与回路平均温度变化趋势基本一致。本研究旨在为压水堆核电厂灵活运行提供理论参考。

关键词：压水堆动态特性系统建模反应堆功率控制

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阀门共振腔声源特性的数值研究

阀门共振腔声源特性的数值研究

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第十七届全国反应堆结构力学会议

作者：祖洪彪张锴国家核电技术公司上海核工程研究设计院

近年来,随着新建核电厂功率的不断提升和在役核电厂的升功率,部分核电厂的蒸汽干燥器出现了疲劳开裂问题。研究认为该问题是由主蒸汽管道上的阀门腔体中产生了流致声共振而引起的。本文以此为工程背景,针对阀门共振腔的声源特性展开研究... 详细信息

近年来,随着新建核电厂功率的不断提升和在役核电厂的升功率,部分核电厂的蒸汽干燥器出现了疲劳开裂问题。研究认为该问题是由主蒸汽管道上的阀门腔体中产生了流致声共振而引起的。本文以此为工程背景,针对阀门共振腔的声源特性展开研究,采用声固耦合有限元方法进行声学模态分析,采用大涡模拟方法进行流场数值计算。计算结果表明:(1)阀门共振腔与所连接的管道中存在多个声学模态,(2)腔体和管道的几何参数对声模态的影响较大,(3)斯特鲁哈数St在一定范围内时会导致峰值激励。模态分析与流体计算的结果基本一致,且与现有理论和试验数据吻合较好。本文工作和结论不仅有助于阀门中声共振机理的研究,也为揭示和解决核电厂蒸汽发生器中声共振引发的疲劳问题打下坚实基础,具有很好的工程应用价值。

关键词：阀门共振腔声共振声模态大涡模拟斯特鲁哈数St

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