复杂载荷下的核管路支架智能布置 被引量：2

1

作者 孙宇翔 陈丽 +3 位作者 龙波 王艳苹 刘诗华 贾坤 《中国机械工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期317-323,336,共8页

当前,核电管路支架布置通过人工试算反复迭代来实现,存在劳动强度大、设计周期长、成本高等缺点。借助管路有限元力学分析,提出一种基于粒子群-遗传混合算法的三维空间核电管路支架智能布置方法。布置示例表明,所提方法可在管路的三维... 当前,核电管路支架布置通过人工试算反复迭代来实现,存在劳动强度大、设计周期长、成本高等缺点。借助管路有限元力学分析,提出一种基于粒子群-遗传混合算法的三维空间核电管路支架智能布置方法。布置示例表明,所提方法可在管路的三维全局空间内自动布置不同功能的多个支架,在满足《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》设计规范的同时减小了工作量。 展开更多

关键词 核电管路 支架布置 智能布置 粒子群-遗传混合算法

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移交包责任人矩阵模式在核电厂移交接产中的应用 被引量：1

2

作者 张德亮 张振强 连慧 《核安全》 2024年第4期48-53,共6页

核电厂建设周期较长,系统的移交接产贯穿于整个核电厂的建设过程,持续时间长,且业主单位与各承包商接口较多,移交接产过程中,经常出现沟通协调不畅、验证流程较长、消缺慢等问题。某核电厂在既有移交接产管理体系基础上,组织建立移交包... 核电厂建设周期较长,系统的移交接产贯穿于整个核电厂的建设过程,持续时间长,且业主单位与各承包商接口较多,移交接产过程中,经常出现沟通协调不畅、验证流程较长、消缺慢等问题。某核电厂在既有移交接产管理体系基础上,组织建立移交包责任人矩阵模式,覆盖业主及项目部各领域人员,旨在通过移交包责任人矩阵运作,使接产人员深入移交接产过程,熟悉系统和设备,全面验证系统设备满足运行需求,提前识别移交制约问题,提升移交质量和效率,为后续运行奠定良好的基础。 展开更多

关键词 移交接产 矩阵 核电厂

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AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

3

作者 张振强 何先华 张德亮 《核安全》 2024年第1期81-87,共7页

AP系列压水堆机组(如AP1000、国和一号等)相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列... AP系列压水堆机组(如AP1000、国和一号等)相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。 展开更多

关键词 冷态性能试验 AP系列压水堆机组 风险识别与管控

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反应堆冷却剂系统动力分析关键参数的敏感性分析 被引量：2

4

作者 熊夫睿 叶献辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第S2期42-45,共4页

反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG... 反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG)支承刚度对地震条件下主系统载荷分配的敏感性进行了研究。研究表明,支承刚度对SG局部范围内主系统载荷分配影响度较高,对距离较远的反应堆压力容器影响度较低。此外,还建立了描述关键参数到载荷分配的输入输出关系,并通过神经网络对输入输出关系进行了回归建模。该神经网络模型能够快速准确地对发生支承结构设计变更后的主系统地震载荷分配进行评估。 展开更多

关键词 反应堆冷却剂系统(RCS) 参数敏感性分析 复杂模型 力学评定 神经网络

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核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状 被引量：1

5

作者 何大明 黄祖来 +1 位作者 周利 孙舒蕾 《电焊机》 2023年第12期7-21,共15页

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,... 核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,从焊接填充材料的选择和优化、可能应用的焊接方法、焊后热处理及工艺控制等方向探讨了解决措施与发展方向。为提高此类接头质量和可靠性的研究提供参考,从而确保核电站的安全运行。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 异种金属焊接 接头质量 研究现状

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HPR1000与AP1000堆芯测量系统差异性分析 被引量：3

6

作者 蒋波 王雷 江易蔚 《科技视界》 2019年第25期78-79,共2页

堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似... 堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似性,但在系统功能、系统组成和系统结构上存在一定的差异。本文通过比较两者堆芯测量系统的相同点和不同点,为后续堆芯测量系统的优化设计提供建议。 展开更多

关键词 堆芯测量 HPR1000 AP1000

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核电厂反应堆保护系统可靠性分配研究

7

作者 刘宏春 王琳 +4 位作者 徐霖野 陈鹏 郑杲 孙诗炎 吴志强 《仪器仪表用户》 2023年第8期66-69,61,共5页

为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。该研究成果可为后续... 为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。 展开更多

关键词 反应堆保护系统 共因故障 可靠性

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核主泵水润滑轴承的润滑性能及起飞转速 被引量：12

8

作者 张帆 欧阳武 +1 位作者 奚延辉 袁小阳 《机械设计与研究》 CSCD 北大核心 2017年第5期87-92,共6页

针对核主泵半尺寸水润滑轴承,构建了轴线倾斜下可倾瓦推力轴承的载荷分布模型,提出了推力瓦块的区域性流态模型,分析了水润滑轴承在转速和载荷影响下的层紊流分布特征;在半尺寸水润滑轴承试验台上,研究了轴线倾斜下轴承的基本润滑性能... 针对核主泵半尺寸水润滑轴承,构建了轴线倾斜下可倾瓦推力轴承的载荷分布模型,提出了推力瓦块的区域性流态模型,分析了水润滑轴承在转速和载荷影响下的层紊流分布特征;在半尺寸水润滑轴承试验台上,研究了轴线倾斜下轴承的基本润滑性能和轴系的起飞转速。结果表明:轴线倾斜对于轴承的性能分布有明显影响,瓦面的流态性质受转速和载荷等运行参数影响,区域性流态模型更能反映轴承的润滑区域性特征,同时,轴线倾斜增大了轴系的起飞转速,实际起飞转速为理论起飞转速的2.5~3倍。研究结果对于全尺寸推力轴承及立式轴承转子系统的研制具有重要借鉴意义。 展开更多

关键词 核主泵 水润滑轴承 轴线倾斜 层紊流 起飞转速

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核电用SA508-3钢大型锻件的内部裂纹缺陷分析及工艺优化 被引量：8

9

作者 门正兴 马亚鑫 +1 位作者 周杰 岳太文 《锻压技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1-6,共6页

SA508-3钢是目前大型核反应堆压力容器的主要材料,从材料成形角度提高SA508-3钢大型锻件整体性能从而提高零件安全性是大型铸锻件研究的重要方向。通过对传统锥板镦粗+平板旋转展平工艺成形的SA508-3钢大型锻件的超声波探伤密集型缺陷... SA508-3钢是目前大型核反应堆压力容器的主要材料,从材料成形角度提高SA508-3钢大型锻件整体性能从而提高零件安全性是大型铸锻件研究的重要方向。通过对传统锥板镦粗+平板旋转展平工艺成形的SA508-3钢大型锻件的超声波探伤密集型缺陷进行失效分析,得到缺陷为呈断续锯齿状的裂纹缺陷,缺陷产生的原因与微观偏析带引起的金属材料组织和性能不均有关。采用数值模拟方法,对传统工艺与锥板镦粗+胎模旋转展平新工艺进行比较分析。结果表明,采用新工艺时,锻件内部金属在三向压应力下发生大变形,可避免新裂纹产生,有利于已有闭合裂纹的焊合,锻件组织更加均匀。实际生产过程中,该方法可有效减少SA508-3钢大型锻件中的密集型裂纹缺陷。 展开更多

关键词 SA508-3钢 大型锻件 裂纹缺陷 偏析 展平

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CAP1400堆内构件压紧弹性环的优化设计 被引量：3

10

作者 黄磊 丁宗华 《机械工程师》 2015年第6期123-125,共3页

压紧弹性环是核反应堆内构件的重要部件,它是位于上部支承法兰与吊篮筒体法兰之间的弹性圆环,在反应堆运行时压紧堆内构件。文中对反应堆运行时堆内构件的受力情况进行力学分析,从而确定压紧弹性环所需提供的压紧力载荷大小,在满足压紧... 压紧弹性环是核反应堆内构件的重要部件,它是位于上部支承法兰与吊篮筒体法兰之间的弹性圆环,在反应堆运行时压紧堆内构件。文中对反应堆运行时堆内构件的受力情况进行力学分析,从而确定压紧弹性环所需提供的压紧力载荷大小,在满足压紧力要求的前提下,对压紧弹性环的尺寸进行优化设计。 展开更多

关键词 压紧弹性环 受力分析 优化设计

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模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究 被引量：1

11

作者 黄慧剑 辛素芳 +2 位作者 王嘉赓 徐良剑 彭倩 《科技视界》 2021年第15期214-216,共3页

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份... 文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。 展开更多

关键词 模块式小型堆 落棒 DNB

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小型模块化反应堆冷却剂平均温度的预测控制方法 被引量：5

12

作者 潘瑾宜 杨婷 钱虹 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期62-67,共6页

小堆的应用相对大型压水堆更具有灵活性,需要考虑在并网和孤岛运行下的负荷变动需求,然而棒速控制下的冷却剂平均温度被控系统是非自衡系统,且具有较强的刚性、开环不稳定性以及复杂的非线性。本文设计了一种改进型动态矩阵控制器(DMC)... 小堆的应用相对大型压水堆更具有灵活性,需要考虑在并网和孤岛运行下的负荷变动需求,然而棒速控制下的冷却剂平均温度被控系统是非自衡系统,且具有较强的刚性、开环不稳定性以及复杂的非线性。本文设计了一种改进型动态矩阵控制器(DMC)。该控制器拓宽了传统预测控制的适用范围,克服了该算法的适用局限性。通过与程序单元控制以及比例积分(PI)控制进行对比,验证了改进型DMC预测控制下的冷却剂平均温度系统稳态误差更小,响应速度更快,具有更好的跟踪性能。 展开更多

关键词 小型模块化反应堆(SMR) 冷却剂平均温度 预测控制 自衡化模型

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反应堆压力容器的应力分析 被引量：2

13

作者 季小威 仲梁维 吴家胜 《中国水运（下半月）》 2018年第8期85-87,共3页

反应堆压力容器在异常、事故工况下承受包括自重、负载、内压以及地震等载荷,本文拟采用反应谱法对反应堆压力容器进行应力计算,由模态自振频率分析知,反应堆压力容器的一阶固有频率大于33Hz,所以最终采用等效静力法对反应堆压力容器进... 反应堆压力容器在异常、事故工况下承受包括自重、负载、内压以及地震等载荷,本文拟采用反应谱法对反应堆压力容器进行应力计算,由模态自振频率分析知,反应堆压力容器的一阶固有频率大于33Hz,所以最终采用等效静力法对反应堆压力容器进行应力计算,同时对底封头、筒体、出入口接管段、法兰段、顶盖等主要部分进行应力分析,对法兰密封连接螺栓进行校核,从而证明了反应堆压力容器结构安全,同时也为不同结构的压力容器应力分析提供参考。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 等效静力法 模态分析 密封螺栓 应力分析

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核电厂反应堆保护系统停堆断路器的功能实现及调试 被引量：1

14

作者 张方杰 郑振勇 +1 位作者 褚雪芹 陶翠 《自动化博览》 2017年第12期64-66,共3页

本文针对核电站反应堆保护系统的反应堆停堆功能,首先介绍了如何通过停堆断路器来断开棒控系统控制棒工作线圈的电源以完成停堆功能,然后给出了停堆断路器的工作原理,并进一步指出了DCS控制系统是如何控制停堆断路器完成停堆功能。

关键词 核电 DCS 反应堆保护系统 反应堆停堆断路器

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核反应堆主管道负压腔根阀焊缝缺陷分析及处理 被引量：1

15

作者 邵震 程晓文 乐宇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第S2期100-103,共4页

核电厂一回路主管道冷却剂流量负压腔根阀通过接管座以焊接的方式与主管道相连接。本文以秦山核电厂30万千瓦机组流量负压腔根阀前焊缝缺陷处理为例,对焊缝裂纹缺陷产生的初步原因以及在线套管密封焊接修复方案的提出、论证、实施的技... 核电厂一回路主管道冷却剂流量负压腔根阀通过接管座以焊接的方式与主管道相连接。本文以秦山核电厂30万千瓦机组流量负压腔根阀前焊缝缺陷处理为例,对焊缝裂纹缺陷产生的初步原因以及在线套管密封焊接修复方案的提出、论证、实施的技术难点进行全面阐述。通过对裂纹焊缝形貌、金相组织的观察进一步分析确认焊缝裂纹产生的根本原因,据此采用技术变更手段从根本上解决了结构不足对设备运行造成的影响,避免焊缝裂纹缺陷的产生,保证了机组的安全稳定运行。 展开更多

关键词 主管道接管座 在线套管密封 焊缝裂纹 疲劳

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池内过冷沸腾气泡行为及传热特性研究

16

作者 胡成 周涛 +2 位作者 陈宁 陈娟 丁锡嘉 《黑龙江电力》 CAS 2021年第4期283-286,共4页

在考虑传热表面固液接触机理的基础上,通过实验对池内过冷沸腾气泡行为及传热特性进行研究,揭示过冷池沸腾中热流密度和液体过冷度对气泡行为及传热的影响。结果表明:热流密度越大,气泡振荡得越剧烈,气泡尺寸也增加;过冷度越小,气泡尺... 在考虑传热表面固液接触机理的基础上,通过实验对池内过冷沸腾气泡行为及传热特性进行研究,揭示过冷池沸腾中热流密度和液体过冷度对气泡行为及传热的影响。结果表明:热流密度越大,气泡振荡得越剧烈,气泡尺寸也增加;过冷度越小,气泡尺寸显著增加,振荡幅度更大;气泡振荡幅度与频率的增加,尺寸的增加,会更易导致气泡的聚并与脱离,导致表面传热系数增加。 展开更多

关键词 过冷池沸腾 核态沸腾 表面传热系数 热流密度 冷却效率

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小型反应堆安全特性比较分析 被引量：2

17

作者 邹树梁 黄斌海 《南华大学学报（社会科学版）》 2019年第3期1-8,共8页

随着全球核电的发展,小型堆由于具有高安全性、结构简化、用途广泛等特点而受到越来越多国家的关注。研发设计小型反应堆,提高堆型的安全性、多应用性,是未来核电发展一个重要选择。针对世界上众多的小型堆技术,文章介绍了轻水堆、高温... 随着全球核电的发展,小型堆由于具有高安全性、结构简化、用途广泛等特点而受到越来越多国家的关注。研发设计小型反应堆,提高堆型的安全性、多应用性,是未来核电发展一个重要选择。针对世界上众多的小型堆技术,文章介绍了轻水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆、熔盐堆四种反应堆技术为代表的主要堆型,对比其设计特点和设计参数,总结了小型反应堆总体安全特征,并对四种小型反应堆的固有安全特性和工程安全设计进行分析,为后续的堆型发展提供思路。 展开更多

关键词 小型反应堆 固有安全特性 工程安全设计

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反应堆数字工厂设计生态环境

18

作者 王瑾 周培德 +3 位作者 余华金 刘一哲 裴志勇 俞晓琛 《数字技术与应用》 2022年第5期169-173,共5页

本文介绍了一种基于规则和数据流的反应堆数字工厂设计生态环境[1]建设方法,旨在提供一种反应堆一体化集成式数字工厂设计方案,解决反应堆数字工厂系统离散设计、数字化应用水平不均衡和二、三维设计校验信息不一致等问题。按照系统工... 本文介绍了一种基于规则和数据流的反应堆数字工厂设计生态环境[1]建设方法,旨在提供一种反应堆一体化集成式数字工厂设计方案,解决反应堆数字工厂系统离散设计、数字化应用水平不均衡和二、三维设计校验信息不一致等问题。按照系统工程思路,结合大规模多群集成设计和协同设计的需求、反应堆数字工程设计特点、数字工厂设计分析系统、数字工厂设计规则及数据流特性,给出反应堆数字工厂设计生态环境研究方案。通过将设计系统、业务流程、设计方法、标准体系与设计环境[2]进行深度融合应用,开展数字工厂二、三维集成设计,是贯彻反应堆工程设计数字转型思想和一体化数字工程设计验证的核心,也是研发更安全、更经济、更高效的新型反应堆的重要设计方法之一。 展开更多

关键词 生态环境 反应堆工程 数字工厂 一体化集成 数字化应用 数字转型 三维设计 集成设计

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CPR1000核电机组反应堆保护系统定期试验系统改进研究 被引量：3

19

作者 陈通 杨鹏程 《自动化与仪器仪表》 2015年第9期181-184,共4页

某CPR1000核电项目采用三菱MELTAC-N plus R3平台的定期试验系统(Automatic Tester)完成反应堆保护系统T2及T3定期试验,该平台及设备是首次应用于CPR1000核电机组,其设计理念完全不同于参考电站[1],本文通过深入研究定期试验系统的工作... 某CPR1000核电项目采用三菱MELTAC-N plus R3平台的定期试验系统(Automatic Tester)完成反应堆保护系统T2及T3定期试验,该平台及设备是首次应用于CPR1000核电机组,其设计理念完全不同于参考电站[1],本文通过深入研究定期试验系统的工作原理、通讯模式、设计理念,基于预期的机组工况分析并发现五类(十余项)定期试验系统存在的设计问题并逐一进行改进研究。经过三个核电基地四台商运机组的实践验证,改进后的定期试验系统完全满足商运机组的定期试验需求。 展开更多

关键词 MELTAC-N PLUS R3 定期试验系统 定期试验

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华龙一号主管道设计及国内外技术对比

20

作者 刘向红 陶舒畅 +2 位作者 黄均麟 蒋鸿 黄燕 《科技视界》 2021年第17期16-17,共2页

主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。华龙一号采用自主化... 主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。华龙一号采用自主化设计、制造的主管道技术,降低了设备采购和核电站建造成本,提高了工程建造效率,缩短了核电站建造周期,对核电自主化具有重要意义。文章论述了华龙一号主管道设计的主要思路,对国内外同类技术进行总结对比,为后续核电工程提供借鉴。 展开更多

关键词 主管道 设计思路 对比

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