反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析 被引量：4

1

作者 杜娟 孙英学 卢岳川 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期652-655,共4页

本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结... 本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 60a设计寿命 力学性能

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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进 被引量：18

2

作者 周高斌 罗英 +4 位作者 邱天 张亚斌 王小彬 曾鹏 谢国福 《压力容器》 2014年第3期70-76,共7页

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 主螺栓 螺孔 螺纹损伤 改进

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反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究 被引量：3

3

作者 张毅雄 姜乃斌 +1 位作者 艾红雷 王伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期407-410,共4页

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。

关键词 反应堆冷却剂系统 非线性 地震分析

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反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术 被引量：4

4

作者 郑连纲 杨宇 臧峰刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期645-647,共3页

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生... 在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项。经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 蒸汽发生器 不符合项

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反应堆冷却剂系统接管内射流的流动可视化 被引量：2

5

作者 杨胜 罗毓珊 +3 位作者 王海军 陈听宽 毛庆 张毅雄 《动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期223-226,共4页

对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布... 对CNP1000核反应堆冷却剂安全注入接管内射流的流动特性进行了可视化研究。在相同的流速比下,流型和射流穿透深度、影响区域基本相同;随着流速比的增加,射流穿透深度增大,偏斜减小,沿主管管壁流体减少。结果对于后续的传热试验热测点布置具有重要的指导意义。传热试验结果对反应堆安全注入接管的结构疲劳分析提供相关数据,并为反应堆结构设计提供依据。 展开更多

关键词 工程热物理 流动可视化 射流 流速比 穿透深度

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“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计 被引量：8

6

作者 杨戴博 李昆 +6 位作者 黎刚 万波 李丹 翁小惠 韦文彬 左思源 曾凤梅 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2021年第1期146-150,共5页

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程... 传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于“华龙一号”全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。 展开更多

关键词 华龙一号 堆芯中子通量测量系统 自给能中子探测器 信号处理柜 控制柜

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反应堆冷却剂系统辅助管道缺陷焊缝疲劳分析与评价 被引量：1

7

作者 臧峰刚 王伟 +4 位作者 刘文进 张毅雄 曾忠秀 杨凯 邹鸣中 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期618-621,共4页

根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对... 根据某核电厂反应堆冷却剂系统辅助管道核1级焊缝的在役检查结果和施工设计阶段应力分析结果,确定了疲劳分析与评价的典型缺陷焊缝。依据WRC502的实验结果和RCC-M规范,提出了用于疲劳分析的含热(微)裂纹效应的疲劳曲线。在此基础上,对机组运行5 a的瞬变统计次数与设计瞬态次数进行了对比研究,采用优化疲劳分析方法对典型缺陷焊缝进行了疲劳分析与评价。评价结果表明:辅助管道核1级焊缝在核电厂运行10 a内不会发生疲劳失效。 展开更多

关键词 热(微)裂纹 管道 焊缝 疲劳

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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证 被引量：1

8

作者 孔翔程 邹志强 +3 位作者 武铃珺 蒋孝蔚 张航 李翔 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期287-292,共6页

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势,可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证,证明该系统可以有效实现三大安全功能,是适合于地下核电站的安全系统。 展开更多

关键词 地下核电站 再循环 非能动运行 安全壳热阱

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基于GM(1,1)模型与灰色马尔可夫GM(1,1)模型的核动力装置趋势预测方法研究 被引量：8

9

作者 刘永阔 谢春丽 +1 位作者 于竹君 凌霜寒 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第9期1075-1079,共5页

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响... 在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响应的特点,灰色马尔可夫GM(1,1)模型将这两种性质有机结合起来,具有严密的科学性,从而拓宽了传统灰色GM(1,1)模型预测的应用范围。实例验证表明:灰色马尔可夫GM(1,1)模型充分利用历史数据给予的信息,不但能对核动力装置运行中的单调数列进行准确的趋势预测,也可实现对波动运行的重要参数进行准确的趋势预测,大幅提高了随机波动较大数据序列的预测精度。 展开更多

关键词 核动力装置 灰色模型 马尔可夫链 趋势预测

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含裂纹两端铰支输流管道在振荡流作用下的非线性动力特性研究 被引量：9

10

作者 蔡逢春 臧峰刚 梁艳仙 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2012年第4期162-167,共6页

基于适用于非材料体系统的Lagrange方程建立起含裂纹两端铰支输流管道在振荡流作用下的运动方程,考虑了瞬变呼吸裂纹非线性模型和几何非线性。采用数值方法研究了有/无裂纹输流管道在各个参数共振区域内的运动形态,结果表明由于裂纹的存... 基于适用于非材料体系统的Lagrange方程建立起含裂纹两端铰支输流管道在振荡流作用下的运动方程,考虑了瞬变呼吸裂纹非线性模型和几何非线性。采用数值方法研究了有/无裂纹输流管道在各个参数共振区域内的运动形态,结果表明由于裂纹的存在,输流管道系统表现出更加丰富的动力学行为,如倍周期运动和混沌运动。含裂纹输流管道系统通过倍周期分岔途径进入混沌,通过倍周期倒分岔脱离混沌。 展开更多

关键词 呼吸裂纹 输流管道 参数共振 混沌运动

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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发 被引量：6

11

作者 刘伟 白宁 +4 位作者 朱元兵 单建强 张博 苟军利 厉井钢 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期59-66,共8页

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯... 介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。 展开更多

关键词 子通道程序ATHAS COBRA—EN THERMIT一2 物理模型 数值解法

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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析 被引量：3

12

作者 郑斌 孙英学 +4 位作者 臧峰刚 卢岳川 杨宇 郑连纲 邹鸣中 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期641-644,共4页

某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估。分析结果满足规范要求。 展开更多

关键词 缺陷 反应堆压力容器 断裂力学

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焊接残余应力有限元分析技术研究 被引量：4

13

作者 孙英学 卢岳川 臧峰刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期593-596,共4页

本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(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... 本文以岭澳核电站控制棒驱动机构(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。 展开更多

关键词 残余应力 焊接 生死单元

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基于SP_(3)方法的动力堆中子噪声分析程序研究 被引量：2

14

作者 龚禾林 陈长 +3 位作者 赵文博 彭星杰 李庆 于颖锐 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2021年第3期491-499,共9页

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对... 本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。 展开更多

关键词 CORCA-PIN CORCA-NOISE SP_(3) 中子噪声 有限元

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反应堆压力容器出口接管力学分析 被引量：3

15

作者 杨雯 郑连纲 杨宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期505-508,共4页

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应... 在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明,出口接管满足规范的要求。 展开更多

关键词 有限元 压力容器 应力分析 疲劳分析

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基于小波的突变信号识别方法及应用研究 被引量：5

16

作者 夏虹 陈志辉 +2 位作者 邓礼平 黄华 彭敏俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期1451-1456,共6页

小波的空间局部性使它能聚焦于信号的局部结构,用来确定信号的突变性位置。但进一步研究发现,小波变换改进的单子带算法虽能有效识别第1类突变点,但对于第2类突变点却无法有效识别,且二进离散小波变换的快速算法还存在频率混淆等问题。... 小波的空间局部性使它能聚焦于信号的局部结构,用来确定信号的突变性位置。但进一步研究发现,小波变换改进的单子带算法虽能有效识别第1类突变点,但对于第2类突变点却无法有效识别,且二进离散小波变换的快速算法还存在频率混淆等问题。通过深入研究提出了引入过渡函数的单子带重构的改进算法,解决了第2类突变信号的准确识别问题,通过相关实验验证了该方法能较好地解决主泵转子刚度突变等信号的有效识别问题。 展开更多

关键词 小波变换 突变信号 频率混淆 过渡函数

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RELAP5与CFX程序耦合研究 被引量：7

17

作者 刘余 张虹 贾宝山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第3期304-308,共5页

以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦... 以RELAP5与CFX程序为基础,利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程,开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内,首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后,针对双T型接管混合实验进行了模拟,相对于单独的RELAP5程序,耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善,耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。 展开更多

关键词 RELAP5程序 CFX程序 RELAP5/CFX耦合程序

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304NG不锈钢埋弧焊接头性能及高温断裂行为研究 被引量：1

18

作者 周禹 张宏亮 +1 位作者 王留兵 刘晓 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2017年第9期85-88,共4页

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀... 对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀性能产生明显影响;焊接接头高温拉伸断裂机制为微孔聚集型韧性断裂,韧窝中的金属氧化物球形夹杂是导致焊接接头塑性指标偏低的主要因素。304NG不锈钢弧焊前,应对待焊表面及焊丝进行彻底的清洁去污,严格控制焊剂的烘干,以控制O元素的引入,减少金属氧化物夹杂的形成。 展开更多

关键词 304NG控氮不锈钢 反应堆内构件 埋弧焊

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管道布置对核电站主系统抗震性能的影响 被引量：1

19

作者 艾红雷 刘文进 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期397-400,共4页

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作。主管道布置对系统的抗震性能有一定影响,本工作利用数值计算方法对该问题进行初步研究分析,得到了对实际工程有参考意义的结论。

关键词 地震分析 管道 数值计算

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P92钢应变速率相关的高温低周疲劳行为研究 被引量：11

20

作者 张尚林 轩福贞 +3 位作者 罗英 邱天 邱阳 胡甜 《压力容器》 北大核心 2021年第1期1-8,14,共9页

随着电站设备向高参数、大型化方向发展,高温低周疲劳问题成为威胁关键设备安全服役的重要因素。针对电站设备广泛应用的P92钢,开展了不同应变速率的625℃高温下的低周疲劳试验,研究对称和非对称应变速率下的循环变形行为。结果表明,P9... 随着电站设备向高参数、大型化方向发展,高温低周疲劳问题成为威胁关键设备安全服役的重要因素。针对电站设备广泛应用的P92钢,开展了不同应变速率的625℃高温下的低周疲劳试验,研究对称和非对称应变速率下的循环变形行为。结果表明,P92钢高温低周疲劳响应表现出明显的应变速率敏感性。随着应变速率降低,加载时间变长,蠕变变形增加,从而导致材料循环软化加速,疲劳寿命缩短。通过应力-应变滞回环分析发现,P92钢在反向卸载初始阶段发生蠕变变形。同时,随着应变速率的降低,循环过程中的应变硬化程度也随之降低。此外,非对称应变速率循环(慢-快)工况下疲劳寿命最短,慢拉伸应变速率引起的蠕变损伤加速材料的弱化,蠕变损伤和疲劳损伤的交互作用是高温疲劳破坏的主要原因,尤其在低应变速率下蠕变损伤的贡献更加明显。 展开更多

关键词 P92钢 高温 低周疲劳 应变速率

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