稳压器压力水位控制系统建模与仿真 被引量：17

1

作者 马进 刘长良 李淑娜 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第1期9-14,共6页

通过对压水堆核电站稳压器实际运行特性的分析研究,在合理简化与假设的基础上分别对稳压器蒸汽区以及液体区建立质量和能量守恒方程,建立一个两区不平衡的稳压器模型。然后通过模块封装组建成稳压器水位和压力控制系统,最后通过仿真对... 通过对压水堆核电站稳压器实际运行特性的分析研究,在合理简化与假设的基础上分别对稳压器蒸汽区以及液体区建立质量和能量守恒方程,建立一个两区不平衡的稳压器模型。然后通过模块封装组建成稳压器水位和压力控制系统,最后通过仿真对稳压器主要参数进行动态特性分析,仿真结果符合理论分析,所建模型合理。 展开更多

关键词 稳压器 压力水位控制系统 建模 仿真

在线阅读 下载PDF 职称材料

核动力稳压器多区非平衡模型 被引量：8

2

作者 尤洪君 崔震华 程轶平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2001年第2期133-137,共5页

提出了核动力稳压器多区非平衡模型，运用该模型对希平港核电站稳压器的动态特性进行了仿真，仿真结果与试验数据符合良好，证明了本文所给出的稳压器模型的正确性。

关键词 稳压器 多区非平衡模型 仿真 核电站 动态特性 反应堆

在线阅读 下载PDF 职称材料

燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G对反应堆堆内构件地震响应的影响 被引量：5

3

作者 刘文进 曾忠秀 +1 位作者 叶献辉 吴万军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期25-29,共5页

建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种堆芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆堆内构件进行重新分析评定,只... 建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种堆芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆堆内构件进行重新分析评定,只需要对燃料组件本身进行重新分析评定。 展开更多

关键词 燃料组件 反应堆 地震分析 非线性

在线阅读 下载PDF 职称材料

抗热冲击稳压器双锥密封结构设计优化研究 被引量：3

4

作者 陈聪 吴舸 +4 位作者 傅孝龙 唐彬 郑洪涛 李鹏飞 王月 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第4期176-181,共6页

通过开展稳压器双锥密封结构温度分布仿真、密封性能分析,获得了密封结构的温度分布和密封面接触应力随时间变化的规律,结合试验现象,确认了温度骤变带来的热冲击是双锥密封结构泄漏的诱因。为提高该密封结构对温度变化的适应性,提出了... 通过开展稳压器双锥密封结构温度分布仿真、密封性能分析,获得了密封结构的温度分布和密封面接触应力随时间变化的规律,结合试验现象,确认了温度骤变带来的热冲击是双锥密封结构泄漏的诱因。为提高该密封结构对温度变化的适应性,提出了一种双锥密封结构的抗热冲击技术,即:将一种结构简单且便于安装的抗热冲击屏蔽应用于双锥密封结构,以提高其抗热冲击能力。计算结果表明,该技术有效降低了稳压器双锥密封结构承受的热冲击,对抑制人孔密封处的泄漏效果明显,提高了密封结构的可靠性。 展开更多

关键词 双锥密封 密封性能 抗热冲击技术 结构优化

原文传递

稳压器波动管热分层应力及疲劳分析 被引量：9

5

作者 余晓菲 张毅雄 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第1期6-9,20,共5页

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROC... 稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分层情况下管道的最大应力和疲劳使用系数。分析结果表明,管道在热分层效应下的应力、疲劳强度均满足RCC-M规范相关要求。 展开更多

关键词 稳压器波动管 热分层 应力 疲劳

在线阅读 下载PDF 职称材料

基于可编程控制器的稳压器压力水位控制研究 被引量：6

6

作者 张耀 张大发 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期110-113,共4页

对采用可编程控制器构建稳压器压力水位控制系统进行了研究。利用可编程控制器的功能模块、模块化结构、配置的灵活性和软件控制技术,实现了稳压器压力水位控制系统的功能。通过对实验结果的分析,证明可编程控制器应用于稳压器压力、水... 对采用可编程控制器构建稳压器压力水位控制系统进行了研究。利用可编程控制器的功能模块、模块化结构、配置的灵活性和软件控制技术,实现了稳压器压力水位控制系统的功能。通过对实验结果的分析,证明可编程控制器应用于稳压器压力、水位控制是有效的、成功的。 展开更多

关键词 稳压器 压力控制 水位控制 可编程控制器

在线阅读 下载PDF 职称材料

稳压器压力控制系统动态仿真 被引量：3

7

作者 郑明光 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第5期424-431,共8页

本文旨在通过核电厂控制系统的全数字仿真来验证稳压器压力控制系统的设计，并根据瞬态分析的结果来确定备控制环节的参数，分析结果为秦山核电厂调试和最终安全分析报告提供了依据．并与实际调试结果比较验证了分析模型与方法的合理性．

关键词 数字仿真 核电厂 压力控制系统 稳压器

在线阅读 下载PDF 职称材料

模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

8

作者 蔡志云 任云 +2 位作者 赖建永 张玉龙 刘向红 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第1期123-128,共6页

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围... 为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设计的稳压器除气系统理论上最快可以在4.13 h内完成除气,相比传统化容下泄除气法具有明显的时间优势。 展开更多

关键词 热力除气 稳压器 除气优化 系统设计

原文传递

核反应堆压力容器接管安全端堆焊修复结构的LBB分析 被引量：3

9

作者 魏敏 王国珍 +2 位作者 轩福贞 涂善东 刘长军 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期72-76,共5页

核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊接接头在服役中通常会产生高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹扩展。目前减轻和修复这种裂纹的技术是在安全端管接头外表面堆焊一层更抗腐蚀的镍基合金(Alloy52M)材料。本文通过三维结构的有限元断裂... 核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊接接头在服役中通常会产生高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹扩展。目前减轻和修复这种裂纹的技术是在安全端管接头外表面堆焊一层更抗腐蚀的镍基合金(Alloy52M)材料。本文通过三维结构的有限元断裂力学分析,计算得到了堆焊修复结构的"先漏后断"(Leak-before-break,LBB)曲线和韧带失稳线,并分析了堆焊层厚度对LBB安全边际的影响。结果表明,堆焊修复后结构的LBB曲线和韧带失稳线在没有堆焊层结构的曲线上方,且随堆焊层厚度的增加,LBB曲线和韧带失稳线上移,表明堆焊修复及堆焊层厚度的增加使安全端结构的LBB安全边际增大。 展开更多

关键词 堆焊修复 LBB(Leak—before—break)曲线 韧带失稳线 核电安全端 焊接接头

原文传递

秦山核电二期工程反应堆压力容器、稳压器出厂水压试验应变测试 被引量：5

10

作者 卢岳川 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期216-217,共2页

根据测试的环境不同,选取不同性能的应变片。容器外壁为空气环境,选取普通的应变片;容器内壁为高压水环境,选取适合高压水下环境测试的应变片。根据测试的应变数据绘制相应的曲线,计算相应的应力强度;同时,建立有限元计算模型,从理论上... 根据测试的环境不同,选取不同性能的应变片。容器外壁为空气环境,选取普通的应变片;容器内壁为高压水环境,选取适合高压水下环境测试的应变片。根据测试的应变数据绘制相应的曲线,计算相应的应力强度;同时,建立有限元计算模型,从理论上计算出测试点的应力强度,使之与应变测试得到的应力强度进行比较,并对比较结果进行分析。 展开更多

关键词 稳压器 反应堆压力容器 水压试验 应变测试

在线阅读 下载PDF 职称材料

基于运行数据的船用堆波动管热分层现象研究 被引量：1

11

作者 焦猛 蔡琦 +2 位作者 张永发 王晓龙 蒋立志 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第5期200-205,共6页

基于运行数据将船用堆波动管热分层划分为升功率、降功率、变工况、小喷淋流量4类典型瞬态,对4类典型瞬态分别进行无量纲里查德森数(Ri)分析、瞬态工况数值模拟计算,得到波动管在4类典型瞬态下水平管段的热分层区间长度、持续时间和最... 基于运行数据将船用堆波动管热分层划分为升功率、降功率、变工况、小喷淋流量4类典型瞬态,对4类典型瞬态分别进行无量纲里查德森数(Ri)分析、瞬态工况数值模拟计算,得到波动管在4类典型瞬态下水平管段的热分层区间长度、持续时间和最大温差。结果表明,升功率和降功率瞬态热分层仅单次贯穿波动管,升功率瞬态的接头部位循环的热波动以及小喷淋流量瞬态水平段的长区间、长时间、大温差的热分层现象和变工况导致的热应力波动可能影响到波动管的安全。本文提出的基于运行数据的波动管热分层现象研究方法为后续热应力和热疲劳分析奠定了基础,同时可以为其他容积设备热分层研究提供参考。 展开更多

关键词 船用堆 运行数据 波动管 热分层 典型瞬态

原文传递

稳压器压力调节系统动态特性研究及PID参数整定 被引量：4

12

作者 周法清 张琴舜 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第4期355-360,共6页

本文建立了核电站稳压器压力调节系统的数学模型和仿真模型,研究了在冷却剂平均温度阶跃变化±3℃和外负荷阶跃变化±10%额定功率下稳压器压力调节系统的稳态和动态特性,并对PID调节器参数进行了整定。研究结果表明,如果选择恰... 本文建立了核电站稳压器压力调节系统的数学模型和仿真模型,研究了在冷却剂平均温度阶跃变化±3℃和外负荷阶跃变化±10%额定功率下稳压器压力调节系统的稳态和动态特性,并对PID调节器参数进行了整定。研究结果表明,如果选择恰当的PID调节参数,稳压器压力调节系统的稳定和动态品质会有明显的改善。 展开更多

关键词 稳压器 压力控制器 核电站 PID参数

在线阅读 下载PDF 职称材料

M310型核电站给水泵配置优化探讨 被引量：12

13

作者 欧阳中华 胡劲松 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期78-82,共5页

通过对岭澳一期给水泵配置方案的最终确定过程及其实际运行情况回顾,在对目前国内外核电站给水泵配置进行研究的基础上,对几种典型的配置进行了技术经济比较和分析。在综合考虑经济性和可靠性后认为:2×50%汽泵+2×25%电泵方案... 通过对岭澳一期给水泵配置方案的最终确定过程及其实际运行情况回顾,在对目前国内外核电站给水泵配置进行研究的基础上,对几种典型的配置进行了技术经济比较和分析。在综合考虑经济性和可靠性后认为:2×50%汽泵+2×25%电泵方案优于2×75%汽泵+1×50%电泵方案。如果电动给水泵电机的容量可以从原来的10MW提高到14～15MW,电压等级从原来的6.6kV提高到11kV,单台电动给水泵的容量就可达75%,则3台电泵的方案也可以考虑采纳。 展开更多

关键词 给水泵 配置 优化

在线阅读 下载PDF 职称材料

秦山一期反应堆压力容器更换顶盖水压试验工作应变测试分析 被引量：2

14

作者 江才林 徐济进 《上海电气技术》 2011年第4期1-4,19,共5页

介绍了秦山一期反应堆压力容器更换顶盖的水压试验工作应变测试分析,以判断水压试验对高应力区的受力均匀性影响,水压试验是否会造成设备的塑性变形。

关键词 顶盖 水压试验 应变 测量

在线阅读 下载PDF 职称材料

压水堆压力释放装置及其配置 被引量：1

15

作者 盛慧先 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第6期508-515,522,共9页

PWR的压力释放装置主要有四种类型:直接作用式安全阀、先导操作压力释放阀、动力作用式压力释放阀和具有辅助装置的安全阀。本文介绍了近期国内外PWR装置上使用的这几种压力释放装置的工作原理、特点、配置、排量的可信任度、使用经验... PWR的压力释放装置主要有四种类型:直接作用式安全阀、先导操作压力释放阀、动力作用式压力释放阀和具有辅助装置的安全阀。本文介绍了近期国内外PWR装置上使用的这几种压力释放装置的工作原理、特点、配置、排量的可信任度、使用经验和发展趋向。着重介绍了前两种压力释放装置。 展开更多

关键词 压水型堆 压力释放系统 配置

在线阅读 下载PDF 职称材料

AP1000安注箱工艺装备存在的问题及解决方法 被引量：1

16

作者 曹福勤 《电站辅机》 2012年第4期37-40,共4页

分析了安注箱瓜瓣片的夹具装置和座圈滚翻工装在实际制造与使用中产生的问题,从生产实际出发,对工装的夹紧力及强度进行了计算,解答了工艺装备的制造要素。针对安注箱的中间球壳瓜瓣片纵缝及球壳主环缝在焊接过程中遇到的难题,提出了有... 分析了安注箱瓜瓣片的夹具装置和座圈滚翻工装在实际制造与使用中产生的问题,从生产实际出发,对工装的夹紧力及强度进行了计算,解答了工艺装备的制造要素。针对安注箱的中间球壳瓜瓣片纵缝及球壳主环缝在焊接过程中遇到的难题,提出了有效的解决方案。利用改进后的工艺装备,完成了安注箱纵缝及主环缝的焊接,提高了产品的焊接质量。 展开更多

关键词 安注箱 工艺装备 瓜瓣片 焊接 坡口 夹紧力 夹具 装置.

在线阅读 下载PDF 职称材料

稳压器波动管接管与底封头焊缝相控阵超声检测技术研究 被引量：3

17

作者 罗立群 朱佳震 +1 位作者 陈均 康志平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期232-236,共5页

核电厂稳压器波动管接管与底封头焊缝结构的特殊性引起单侧可达和球形检测面导致较大定位偏差的问题,针对这2个问题研发相控阵超声检测(PAUT)技术与缺陷定位修正算法,并在带自然缺陷的模拟试块上进行验证与射线检测结果对比。结果表明,... 核电厂稳压器波动管接管与底封头焊缝结构的特殊性引起单侧可达和球形检测面导致较大定位偏差的问题,针对这2个问题研发相控阵超声检测(PAUT)技术与缺陷定位修正算法,并在带自然缺陷的模拟试块上进行验证与射线检测结果对比。结果表明,结合缺陷定位修正算法,PAUT技术满足能力验证的要求,检出能力与射线检测相当。 展开更多

关键词 波动管接管与底封头焊缝 球形检测面 定位修正 相控阵超声检测(PAUT)

原文传递

核电站稳压器电加热器绝缘失效问题分析

18

作者 王酹宇 刘世辉 吴俊峰 《上海电气技术》 2021年第3期39-43,共5页

针对某AP1000压水堆核电站稳压器电加热器发生的绝缘失效问题,从焊接结构及工艺方面进行分析。在分析中,对比AP1000压水堆核电站和CPR1000压水堆核电站稳压器电加热器焊接结构的不同点,研究绝缘失效问题的主要原因,并提出后续电加热器... 针对某AP1000压水堆核电站稳压器电加热器发生的绝缘失效问题,从焊接结构及工艺方面进行分析。在分析中,对比AP1000压水堆核电站和CPR1000压水堆核电站稳压器电加热器焊接结构的不同点,研究绝缘失效问题的主要原因,并提出后续电加热器焊接工序中质量控制的关键点。 展开更多

关键词 核电站 稳压器 电加热器 绝缘

在线阅读 下载PDF 职称材料