检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第4期43卷 223-229页

作者：闵渊陈智万波杨诚韩文兴原艳南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

为了提高核测量装置的保障性和维修性,本文以反应堆功率测量放大电路为对象,通过基于量子粒子群优化算法的多核相关向量机模型对电路的典型故障进行预测。从功率测量放大电路的脉冲响应信号中,用小波包分解方法提取特征信息,将计算所得... 详细信息

为了提高核测量装置的保障性和维修性,本文以反应堆功率测量放大电路为对象,通过基于量子粒子群优化算法的多核相关向量机模型对电路的典型故障进行预测。从功率测量放大电路的脉冲响应信号中,用小波包分解方法提取特征信息,将计算所得到的特征与电路正常状态特征之间的欧氏距离作为电路故障程度指标,选用多核相关向量机建立电路故障预测模型,并分析了相关向量机模型核函数种类、参数优化算法对于模型预测效果的影响,研究结果表明采用量子粒子群算法优化的多核相关向量机模型对于电路未来运行状态的预测精度较优,能够准确预测电路故障程度的变化规律。

关键词：小波包特征提取相关向量机量子粒子群优化故障预测

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临界热流密度机理模型发展综述

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核动力工程 2021年第3期42卷 211-217页

作者：刘伟彭诗念江光明刘余邓坚胡迎刘晓波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

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验... 详细信息

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。

关键词：临界热流密度机理模型综述

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采用空间区域分解并行IRAM算法求解中子输运/扩散方程及其共轭方程的高阶谐波

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核动力工程 2017年第S2期38卷 1-6页

作者：吴文斌罗琦于颖锐李庆姚栋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

中子输运/扩散方程及其共轭方程的高阶谐波在堆芯功率扩展、稳定性分析、敏感性与不确定性分析等方面具有较为广泛的应用前景。基于空间区域分解并行计算及多群多区域耦合PGMRES算法,应用隐式再启动Arnoldi算法求解中子输运/扩散方程及... 详细信息

中子输运/扩散方程及其共轭方程的高阶谐波在堆芯功率扩展、稳定性分析、敏感性与不确定性分析等方面具有较为广泛的应用前景。基于空间区域分解并行计算及多群多区域耦合PGMRES算法,应用隐式再启动Arnoldi算法求解中子输运/扩散方程及其共轭方程的高阶谐波,采用IAEA3D扩散基准题、一维两群两区平板输运问题以及二维C5G7基准题进行数值验证。数值结果显示,中子输运/扩散方程与其共轭方程具有相同的特征值谱,高阶谐波与共轭高阶谐波满足F正交性;数值结果与理论分析吻合良好。

关键词：中子输运/扩散方程共轭方程 IRAM算法区域分解并行多群多区域耦合PGMRES算法

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定位格架静态屈曲载荷分析方法研究

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核动力工程 2018年第A01期39卷 28-33页

作者：秦勉蒲曾坪陈平李垣明茹俊雷涛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610041

静态屈曲载荷是评价定位格架整体结构性能的重要准则。在分析定位格架各连接构件特征对整体静态屈曲载荷的影响基础上,开展基于有限元分析方法(FEA)的3×3定位格架静态临界屈曲载荷分析方法研究。结果表明:合理的焊点连接与接触参... 详细信息

静态屈曲载荷是评价定位格架整体结构性能的重要准则。在分析定位格架各连接构件特征对整体静态屈曲载荷的影响基础上,开展基于有限元分析方法(FEA)的3×3定位格架静态临界屈曲载荷分析方法研究。结果表明:合理的焊点连接与接触参数设置,可较为准确地模拟燃料棒夹持状态;燃料棒装载状态、初始夹持力以及摩擦力对该分析方法的计算结果影响较大。

关键词：定位格架静态屈曲载荷有限元分析

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反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计

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核动力工程 2019年第5期40卷 41-45页

作者：蒋鸿周婧刘立志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

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量(NPSHr)较大,... 详细信息

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量(NPSHr)较大,需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验,确定了叶轮水力性能优化目标;以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量,选择多种组合方案进行计算,确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算.结果表明:相对原设计的叶轮,优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小,NPSHr大幅减小,内部流场更为合理,水力性能明显改善,优化方案满足预期目标。

关键词：主泵叶轮水力性能优化计算流体动力学(CFD)

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浮动式核电站过渡段对安全注射的影响分析及缓解方式研究

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核动力工程 2017年第S2期38卷 87-92页

作者：郝承明万谊孙冠宇赵京孙燕汪宇黎春梅梁铁波严思伟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

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危... 详细信息

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危险的状态。提高安全注射的压力和流量能够克服过渡段水封的不利影响,但对系统容量需求较大。根据浮动式核电站自身设计特点,设置有一次侧非能动余热排出系统,失水事故后投入一次侧非能动余热排出系统能够旁通过渡段水封,保证安全注射水的有效注射并辅助带出堆芯余热,该运行方式有助于优化安全注射的容量设计。

关键词：浮动式核电站过渡段水封

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筒体支耳连接结构局部刚度计算及特性分析

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核动力工程 2023年第5期44卷 104-109页

作者：江小州廖国江叶献辉刘帅黄旋彭向峰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

核电厂反应堆系统中典型筒体支耳连接结构的局部刚度准确计算具有重要的工程意义。本文建立了筒体支耳连接结构的三维有限元模型,分析得到了有限元计算总位移,并给出由集中力和扭矩分别引起的梁式位移计算方法,从而求解梁式总位移,进而... 详细信息

核电厂反应堆系统中典型筒体支耳连接结构的局部刚度准确计算具有重要的工程意义。本文建立了筒体支耳连接结构的三维有限元模型,分析得到了有限元计算总位移,并给出由集中力和扭矩分别引起的梁式位移计算方法,从而求解梁式总位移,进而得到筒体支耳连接结构的局部刚度。通过建立筒体支耳连接结构的分解模型进行局部刚度计算,探讨了与整体模型局部刚度计算结果的差异。采用整体模型计算方法,选取不同的边界面进行局部刚度计算,得到了相应的局部刚度变化规律,同时通过调整支耳角度研究其对局部刚度特性的影响。本文研究可为筒体支耳连接结构工程设计提供参考。

关键词：筒体支耳连接结构梁式位移局部刚度边界面选取支耳角度

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304LN不锈钢表面激光熔覆钴基合金组织和性能

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焊接学报 2022年第8期43卷 48-53,86,I0006页

作者：朱明冬吴冰洁曹立彦李彦儒张润豪吴佳玥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

为了提高304LN不锈钢的耐磨性,延长控制棒导向筒组件使用寿命,采用激光熔覆技术在304LN不锈钢表面制备了Stellite 6钴基熔覆层.利用光学显微镜(OM)、能谱仪(EDS)、显微硬度计、摩擦磨损试验机、腐蚀试验装置等多种试验测试设备,分析了... 详细信息

为了提高304LN不锈钢的耐磨性,延长控制棒导向筒组件使用寿命,采用激光熔覆技术在304LN不锈钢表面制备了Stellite 6钴基熔覆层.利用光学显微镜(OM)、能谱仪(EDS)、显微硬度计、摩擦磨损试验机、腐蚀试验装置等多种试验测试设备,分析了熔覆层组织形貌、成分、显微硬度、摩擦磨损性能及腐蚀行为,确定了多道多层钴基熔覆层的工艺参数.结果表明,熔覆层与基体之间形成了冶金结合,显微组织主要由平面晶区、胞状和柱状晶区、树枝晶区和等轴晶区组成.熔覆层硬度为500~550 HV,摩擦磨损系数为0.30~0.35,熔覆层均匀腐蚀速率和缝隙腐蚀速率分别为0.153和0.143 mg/(dm^(2)·d).激光熔覆钴基合金可以有效提高304LN不锈钢表面的硬度、耐磨性能和耐腐蚀性能.

关键词：激光熔覆钴基合金不锈钢微观组织显微硬度

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核电厂反应堆保护系统故障检测设计

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核动力工程 2016年第1期37卷 103-108页

作者：罗炜冯威刘宏春王银丽许东芳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

反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检... 详细信息

反应堆保护系统是核电厂仪控系统的核心部分。为探测保护系统设备的故障,验证系统的可用性,确保核电厂的安全,需对保护系统进行定期故障检测。本文介绍了基于Tricon V10可编程逻辑控制器(PLC)系统的海南昌江核电厂反应堆保护系统故障检测设计以及故障检测的范围与功能,并对其特点进行了分析。

关键词：核电厂保护系统故障检测自检定期试验

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成核密度模型对弧形表面CHF的影响

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核动力工程 2021年第4期42卷 56-62页

作者：李丹杨戴博李昆黎刚贾艺歌姚璋李昂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

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器(RPV)下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Flu... 详细信息

反应堆发生严重事故时,必须及时对反应堆压力容器(RPV)下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性,事故期间下封头具有很高的热流分布,在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Fluent软件进行RPV外部冷却的临界热流密度(CHF)数值计算,并通过实验对比发现Basu Warrier和Dhir研究的成核密度模型可以很好地应用于球形表面CHF计算。通过对比球形和椭球形下封头CHF,认为椭球形下封头的CHF特性与球形结构完全不同,并不能用球形结构的实验和计算结果去推测椭球形结构的数值和变化规律。

关键词：临界热流密度(CHF) 气泡成核密度球形表面椭球形表面

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