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大口径楔式闸阀蓝油试验装置的设计与研究
1
作者 夏崧浩 韩杰 蒋文结 《设备管理与维修》 2026年第1期48-50,共3页
针对核电站楔式闸阀蓝油试验中人力操作所带来的试验不准确、无法一次成功等局限性问题,研制一种大口径楔式闸阀蓝油试验装置。结合核级楔式闸阀的特征,完成装置结构设计;通过有限元分析对装置进行强度校核,确定装置的材料、结构以及尺... 针对核电站楔式闸阀蓝油试验中人力操作所带来的试验不准确、无法一次成功等局限性问题,研制一种大口径楔式闸阀蓝油试验装置。结合核级楔式闸阀的特征,完成装置结构设计;通过有限元分析对装置进行强度校核,确定装置的材料、结构以及尺寸;根据设计结果完成装置加工,并对该装置进行功能试验与可靠性试验。试验结果表明,该装置拥有完备的功能以及良好的可靠性,有助于大幅提高蓝油试验的准确性。 展开更多
关键词 核级阀门 蓝油试验装置 机械设计 有限元分析
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核电主管道制造工艺发展 被引量：13
2
作者 张磊 冯潇 +2 位作者 李明权 王欣 林峰 《锻压技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第6期1-8,共8页
核电主管道是核岛中关键部件之一。美国西屋公司推出的第3代核电技术AP1000要求核电主管道的使用寿命达到60年,且要求管身不能出现焊缝,因此对传统的核电主管道制造方法提出了挑战。目前国内制造AP1000核电主管道的方法是采用实心铸坯,... 核电主管道是核岛中关键部件之一。美国西屋公司推出的第3代核电技术AP1000要求核电主管道的使用寿命达到60年,且要求管身不能出现焊缝,因此对传统的核电主管道制造方法提出了挑战。目前国内制造AP1000核电主管道的方法是采用实心铸坯,用自由锻方法成形带有互成角度的接管嘴凸台实心轴坯,再通过机加工成形主管道的内孔。该机加工方法存在材料利用率低、生产工期长以及质量不稳定等特点。本文针对核电主管道成形工艺的发展进行分析,提出了一种基于镦挤工艺的第3代核电主管道成形方法。数值模拟分析结果表明,与目前采用的主管道成形方法相比,该方法具有节省材料、生产效率高及管道质量好等优点。 展开更多
关键词 AP1000 厚壁异型管道 镦挤 核电主管道
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核级高能管道系统优化分析 被引量：10
3
作者 王新军 卢喜丰 +3 位作者 艾红雷 何风 袁艳丽 吕勇波 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期114-118,共5页
对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到... 对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到相对合理的管道布置方案,需反复进行调整和协调。介绍一种尽可能减少管道调整和协调次数的优化分析方法,并以实例介绍该方法的应用过程。通过对实例的力学分析,详细讲述高能管道的力学分析过程、特殊应力指数的计算方法和计算结果评定。结果表明,该优化分析方法可提高管道系统布置优化的效率,是一种实用有效的方法。 展开更多
关键词 优化分析 高能管道 应力指数
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小型NaK热真空电磁泵设计及其特性实验研究 被引量：7
4
作者 毕可明 陈硕 +3 位作者 柴宝华 刘天才 杜开文 卫光仁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期512-519,共8页
采用等效电路法设计了额定工作温度为500℃、额定流量为11 m^3/h、额定扬程为30 kPa的小型NaK热真空电磁泵。利用中国原子能科学研究院的ATC-S NaK装置获取该电磁泵的工作特性曲线,并分析了工质温度、功率、运行频率对其运行特性的影响... 采用等效电路法设计了额定工作温度为500℃、额定流量为11 m^3/h、额定扬程为30 kPa的小型NaK热真空电磁泵。利用中国原子能科学研究院的ATC-S NaK装置获取该电磁泵的工作特性曲线,并分析了工质温度、功率、运行频率对其运行特性的影响。结果表明,泵最优运行频率与NaK工质的温度相关。本文研究结果对泵的设计及运行程序的制定具有指导意义。 展开更多
关键词 NaK热真空电磁泵 环形线性感应 流量 等效电路
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核安全级阀门部件的抗震鉴定试验分析和实施 被引量：10
5
作者 张丽芹 邱建文 王江波 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期133-135,共3页
对国产核安全级K2、K3类电磁阀和行程开关进行了一系列的核级鉴定试验。介绍被鉴定设备抗地震试验的试验条件和试验要求,结合被鉴定设备实际情况,优选通用器件谱进行抗地震模拟试验。为确保设备在地震期间运行的安全可靠性,研制了电磁... 对国产核安全级K2、K3类电磁阀和行程开关进行了一系列的核级鉴定试验。介绍被鉴定设备抗地震试验的试验条件和试验要求,结合被鉴定设备实际情况,优选通用器件谱进行抗地震模拟试验。为确保设备在地震期间运行的安全可靠性,研制了电磁阀的相关负载回路及行程开关的触点抖动监测装置,在试验过程中对电磁阀进行可运行性操作试验、对开关触点进行抖动监测,试验条件及结果完全满足要求。 展开更多
关键词 电磁阀 行程开关 地震试验 反应谱 单频拍波
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核二级波纹管截止阀在瞬态热冲击作用下的数值模拟 被引量：7
6
作者 李树勋 雒相垚 +2 位作者 吕兴 张丽芳 徐晓刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期71-76,共6页
为研究瞬态承压热冲击对核二级波纹管截止阀的结构强度和疲劳寿命的影响,基于流固耦合及热边界条件相关理论,通过Fluent和ANSYS有限元软件对核二级截止阀阀体进行热流固耦合分析,研究阀体监测点在不同时间点下温度场、热应力和疲劳寿命... 为研究瞬态承压热冲击对核二级波纹管截止阀的结构强度和疲劳寿命的影响,基于流固耦合及热边界条件相关理论,通过Fluent和ANSYS有限元软件对核二级截止阀阀体进行热流固耦合分析,研究阀体监测点在不同时间点下温度场、热应力和疲劳寿命的变化,以及热冲击作用时间对疲劳寿命的灵敏度的影响。结果表明:瞬态承压热冲击对阀体的温度场、结构强度、疲劳寿命和敏感度影响巨大,必须消除这种影响,以此来保证核二级波纹管截止阀的高安全性和高可靠性。 展开更多
关键词 核二级波纹管截止阀 瞬态热冲击 热流固耦合 疲劳寿命 安全系数 灵敏度
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核级管道的布置和应力分析 被引量：8
7
作者 李笑天 厉日竹 傅激扬 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第5期438-442,共5页
核级管道系统的设计是个复杂的优化问题。本文从核反应堆管道系统的设计步骤、管系的解耦准则以及如何通过选择支撑和调整管道走向来降低应力水平等几个方面阐述了此问题。
关键词 管道系统 应力分析 优化设计 核反应堆 管道布置
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田湾核电站管道振动问题处理 被引量：6
8
作者 袁少波 喻丹萍 +3 位作者 周正平 席志德 赵晖 何超 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期6-8,共3页
针对田湾核电站乏燃料水池冷却系统的管道振动问题,介绍了对该问题的处理方案及改造效果。根据有关规范的要求,对改造后的管道进行事件振动评价;确认最佳的管道减振处理方法是消除激励源。
关键词 管道振动 改造方案 效果评定
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反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析 被引量：4
9
作者 王兆希 薛飞 +3 位作者 龚明祥 遆文新 林磊 刘鹏 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期39-43,共5页
根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研... 根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度。根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估。结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量。 展开更多
关键词 小支管 核电站 振动评估 振动疲劳寿命
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基于Hilbert-Huang变换和BP神经网络的核级电动阀门退化趋势预测 被引量：4
10
作者 刘杰 张林 +3 位作者 王运生 闫晓 湛力 欧柱 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第3期179-184,共6页
核级电动阀门服役环境恶劣,极易发生退化失效。为准确预测核级电动阀门性能退化趋势,采用Hilbert-Huang变换(HHT)和反向传播神经网络(BPNN)相结合的方法(HHT-BPNN)对核级电动阀门的退化状态进行预测。本文采用某次核级电动阀门可靠性试... 核级电动阀门服役环境恶劣,极易发生退化失效。为准确预测核级电动阀门性能退化趋势,采用Hilbert-Huang变换(HHT)和反向传播神经网络(BPNN)相结合的方法(HHT-BPNN)对核级电动阀门的退化状态进行预测。本文采用某次核级电动阀门可靠性试验的振动信号对电动阀门退化趋势进行预测,结果显示该方法能准确预测出核级电动阀门的3种退化状态,且其相对误差在可接受范围内。研究表明HHT能够有效提取信号的退化信息,BPNN能够准确预测核级电动阀门的退化趋势,HHT-BPNN预测方法能有效解决核级电动阀门性能退化预测困难的问题。 展开更多
关键词 核级电动阀门 Hilbert-Huang变换(HHT) 反向传播神经网络(BPNN) 退化预测
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管束流致振动分析的有限元方法 被引量：6
11
作者 张继业 杨翊仁 马建中 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第3期270-275,共6页
对流体中管束的振动问题提出一种新的分析方法，它克服了Ｇａｌｅｒｋｉｎ方法在解决具有复杂边界条件的管束的流致振动时遇到的困难及有限元方法在计算流体弹性力时对有限元网格划分要求过于严格的不足。本方法与通用的结构分析有限元... 对流体中管束的振动问题提出一种新的分析方法，它克服了Ｇａｌｅｒｋｉｎ方法在解决具有复杂边界条件的管束的流致振动时遇到的困难及有限元方法在计算流体弹性力时对有限元网格划分要求过于严格的不足。本方法与通用的结构分析有限元程序结合，能解决工程中复杂的流致振动问题。 展开更多
关键词 流致振动 管束 附加质量矩阵 有限元 反应堆
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大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定 被引量：4
12
作者 刘文进 毛庆 +5 位作者 曾忠秀 秦余新 张毅雄 王伟 吴万军 杨凯 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期87-89,共3页
大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料... 大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。 展开更多
关键词 测量结果 小支管振动 振动测量
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基于高斯滤波与帧差法的核动力系统蒸汽泄漏检测 被引量：3
13
作者 刘杰 袁凯 +4 位作者 周苏婷 张林 曾久晟 聂常华 黄彦平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期229-233,共5页
核动力系统内部存在高温高压蒸汽,一旦发生泄漏,轻则导致系统功能丧失,重则造成人员伤亡,因此开展核动力系统蒸汽泄漏检测工作迫在眉睫。当前,蒸汽泄漏主要通过压力表进行检测,若系统压力较高时出现微小泄漏,其压力减小量不足以引起运... 核动力系统内部存在高温高压蒸汽,一旦发生泄漏,轻则导致系统功能丧失,重则造成人员伤亡,因此开展核动力系统蒸汽泄漏检测工作迫在眉睫。当前,蒸汽泄漏主要通过压力表进行检测,若系统压力较高时出现微小泄漏,其压力减小量不足以引起运行人员重视,以致于无法及时发现蒸汽泄漏,因此该检测方法存在一定弊端。本文引入计算机视觉技术对核动力系统进行监测,采用帧差法对蒸汽泄漏进行检测,结果表明,该方法针对帧率小于26的蒸汽泄漏检测视频,在泄漏初期就能有效检测出蒸汽泄漏,并进行预警。该方法的提出为核动力系统蒸汽泄漏检测提供了一种新思路且能够有效应用于工程领域,同时也为其它领域高温高压介质的泄漏检测提供参考。 展开更多
关键词 高温高压 核动力系统 蒸汽泄漏 帧差法 检测
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液压下压力管线活动缺陷声发射信号研究 被引量：3
14
作者 艾琼 刘才学 +2 位作者 王瑶 何攀 宋健 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第4期13-16,58,共5页
在液压试验装置上,对含预制裂纹的压力管开展了缺陷扩展声发射信号试验研究。全程不间断监测压力管道疲劳裂纹扩展的声发射信号,并对采集到的信号进行分析处理。结果表明:管道缺陷声发射信号的幅度和能量随加载时间逐步增大,可以用于鉴... 在液压试验装置上,对含预制裂纹的压力管开展了缺陷扩展声发射信号试验研究。全程不间断监测压力管道疲劳裂纹扩展的声发射信号,并对采集到的信号进行分析处理。结果表明:管道缺陷声发射信号的幅度和能量随加载时间逐步增大,可以用于鉴别管道是否存在活动缺陷;在缺陷贯穿前,声发射信号的幅度、能量和计数急剧增加,可以预报管道缺陷的贯穿泄漏。 展开更多
关键词 压力管道 液压 活动缺陷 声发射
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网络方法在管路流体动态仿真计算中的应用 被引量：4
15
作者 李小燕 匡波 +1 位作者 徐济鋆 张炎 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2000年第3期264-269,共6页
针对管路流体动态特性 ,运用流体网络理论 ,对燃气传输管路的共振频率进行了计算 ;并基于特征线法 ,对该管网的瞬态特性进行了仿真。仿真结果表明 ,采用流体网络模型适用于工程的稳。
关键词 流体网络理论 特征线法 管网 数字仿真
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对冲式止回阀原理及启闭特性分析 被引量：17
16
作者 韩旭 周羽 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期66-69,共4页
压水堆核电站主泵工况变化时,由于止回阀阻止流体逆流,回路会发生程度不同的水击现象。水击严重时不但会产生瞬时超压,危害压力边界,也可能造成止回阀失效。对冲式止回阀是一种新原理止回阀,是为解决传统止回阀关闭时产生的严重水击现... 压水堆核电站主泵工况变化时,由于止回阀阻止流体逆流,回路会发生程度不同的水击现象。水击严重时不但会产生瞬时超压,危害压力边界,也可能造成止回阀失效。对冲式止回阀是一种新原理止回阀,是为解决传统止回阀关闭时产生的严重水击现象而设计的。分析和实验表明对冲式止回阀能有效地解决回路的水击问题,也能可靠地阻止流体逆流。 展开更多
关键词 冲式止回阀 水锤 关闭特性 启闭特性分析
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云计算在核级管道应力分析与优化设计中的应用研究 被引量：3
17
作者 姜圣翰 范凯 +2 位作者 王用超 王帅 张鲲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期150-153,共4页
针对核级管道应力计算中难以求取最优解的问题,本研究将云计算与管道应力分析计算相结合,通过设定限制条件,开发了核级管道预处理方法,提出了云计算预处理管道应力分析流程,同时结合特征分析和数据建模,利用支持向量机建立了应力合格模... 针对核级管道应力计算中难以求取最优解的问题,本研究将云计算与管道应力分析计算相结合,通过设定限制条件,开发了核级管道预处理方法,提出了云计算预处理管道应力分析流程,同时结合特征分析和数据建模,利用支持向量机建立了应力合格模型以节省计算时间。基于核级管道弹簧支吊架数量最小化和支吊架位置合理性的算例表明,该方法可高效、快速求出给定条件下核级管道应力分析最优解。 展开更多
关键词 云计算 应力分析 管道应力 应力合格模型
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主蒸汽管道断裂事故分析 被引量：4
18
作者 沈才芬 张虹 刘昌文 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第4期326-328,共3页
在大亚湾核电站换料分析中，针对多卜勒功率亏损超限，需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢＦ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明... 在大亚湾核电站换料分析中，针对多卜勒功率亏损超限，需要对主蒸汽管道断裂事故进行分析。本文利用ＴＨＥＭＩＳ程序和ＦＬＩＣＡⅢＦ程序对大亚湾核电站一号机组第五循环换料分析中的主蒸汽管道断裂事故进行了计算分析。其结果表明：在主蒸汽管道断裂事故过程中，即使最大价值的一组控制棒完全卡在堆顶也不会发生偏离泡核沸腾（ＤＮＢ） 展开更多
关键词 主蒸汽管道 断裂事故 换料 最小烧毁比 核电站
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RIS LHSI泵小流量管线减振改造方案的可实施性评估 被引量：3
19
作者 何超 席志德 +2 位作者 赵岳 袁少波 马建中 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期61-64,共4页
针对核电站安全注入系统(RIS)低压安注泵(LHSI)小流量管线减振改造方案,开展可实施性评估。采用计算流体动力学(CFD)数值计算与试验模型回路验证相结合的方法,对减振效果进行评估。振动限值计算参照ASME 0M3执行,管线应力校核、支吊架... 针对核电站安全注入系统(RIS)低压安注泵(LHSI)小流量管线减振改造方案,开展可实施性评估。采用计算流体动力学(CFD)数值计算与试验模型回路验证相结合的方法,对减振效果进行评估。振动限值计算参照ASME 0M3执行,管线应力校核、支吊架强度和刚度校核采用管道专用软件syspipe完成。所有计算结果均表明,提出的改造方案有效、可行,可开展改造方案的具体实施。 展开更多
关键词 RIS系统 小流量管线 减振改造 可实施性评估
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长期热老化后核电站主管道材料的力学行为 被引量：2
20
作者 郑凯 王镇 +2 位作者 钟振前 王艳丽 李时磊 《钢铁研究学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第7期1-7,共7页
大型压水堆核电站主管道多采用综合性能优良的铸造奥氏体不锈钢,但该材料在中温下长期服役会发生热老化脆化现象。总结了国内外的最新研究成果,主要综述了长期热老化过程中主管道材料的相变规律及其影响因素,以及长期热老化后材料的纳... 大型压水堆核电站主管道多采用综合性能优良的铸造奥氏体不锈钢,但该材料在中温下长期服役会发生热老化脆化现象。总结了国内外的最新研究成果,主要综述了长期热老化过程中主管道材料的相变规律及其影响因素,以及长期热老化后材料的纳米硬度、拉伸、冲击和疲劳行为。 展开更多
关键词 铸造奥氏体不锈钢 热老化 冲击行为 拉伸行为 疲劳行为
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