搜索结果: 136-150 共查到“知识库 核动力工程技术”相关记录317条 . 查询时间(1.214 秒)
摇摆条件下矩形管内流体流动模型
摇摆 矩形管 速度
2009/7/20
建立了摇摆条件下矩形管内层流流动模型，推导出了速度分布表达式，分析了摇摆运动对矩形管内层流流动的影响。离心力的作用在系统中被相互抵消。切向力会引起速度波动，速度波动周期因而与摇摆周期一致。切向力不会改变平均速度分布，因而不会改变层流平均摩擦阻力系数。在矩形管内的层流流体中也会出现Richardson效应。
摇摆条件下非能动余热排出系统运行特性的试验与理论研究
摇摆 矩形管 速度
2009/7/6
在摇摆台架上对摇摆条件下的非能动余热排出系统运行特性进行了试验研究。在RELAP5/MOD3.2程序的基础上，采用漂移流模型替代两流体模型，通过修正混合物动量方程、冷凝传热模型，对程序进行改进，利用改进的RELAP5程序，对摇摆条件下的非能动余热排出系统进行了数值模拟，计算结果与试验结果相吻合，误差在10%以内。改进的冷凝换热关系式可较好地用于含有液滴夹带的冷凝换热计算。在摇摆试验中，凝水温度与蒸...
稳压器容积的优化设计
稳压器容积 优化设计 复合形-遗传算法 敏感性分析
2009/6/30
稳压器是核动力装置中的重要设备，它的重量和尺寸是影响核动力装置重量体积及布置的重要因素。本文采用自主开发的复合形遗传优化方法对稳压器的净容积进行了优化设计，结果显示：优化方案与母型相比容积减小了40.9%，优化效果显著。同时对稳压器净容积受一回路运行参数影响的敏感性进行了分析，为工程设计提供参考。
非能动核电站主给水丧失事故仿真研究
AP1000 非能动余热排出系统 主给水丧失 仿真
2009/6/6
AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统，无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别，AP1000目前尚未实际运行，所以，其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）系统进行仿真，验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明：在...
船用核动力装置净化系统运行安全分析研究
船用核动力 运行安全分析 净化系统 事故处理
2009/6/4
基于船用核动力装置运行安全的需要，阐述运行安全分析研究的特点和重要性。开发了核动力装置全范围运行分析软件，并对一回路净化系统典型事故进行了运行分析，给出了事故判别和处置的措施。所用运行分析软件和方法可满足船用核动力装置动态特性分析、事故处理规程制定和验证等工作的需要。
反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析
缺陷 反应堆压力容器 断裂力学
2009/5/19
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1.27mm。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。
辐照监督管支承定位结构的载荷分析与应力评定
辐照监督管 应力分析 疲劳分析
2009/5/19
某电厂发现辐照监督管组件与保护套管的连接支承处发生严重磨损，且支承弹簧失效。为此，改造了辐照监督管支承定位结构，为论证其满足在核电厂中的使用寿命要求，需对改造后的结构进行载荷分析和应力评定。首先，分析了改造后的结构在运行工况下所承受的载荷；然后，对其进行了不同载荷组合下的应力分析和疲劳分析；最后，按照ASME规范的要求，进行了各种使用限制下的应力评定。
管道布置对核电站主系统抗震性能的影响
地震分析 管道 数值计算
2009/5/19
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。
采用核电厂模拟器作为研究平台，利用国际上流行的多种可靠性研究方法，对过去十几年中国核电厂操纵员的可靠性研究进行回顾总结，阐明了从人的认知可靠性模型、模糊综合评价数学模型、心理素质研究模型等多种角度对中国核电厂操纵员研究的必要性和可行性。利用多种研究方法对核电厂操纵员进行可靠性研究可对核电厂的安全运行起到有益作用。
核电厂用LSJH-31-1碘吸附器排架抗震分析与评定
排架结构 抗震分析 应力评定
2009/5/19
利用ANSYS程序，采用谱分析方法，对在地震、自重、内压等多种载荷组合作用下的LSJH-31-1碘吸附器排架进行了抗震性能计算分析，并根据EJ/T1116—2000“核设施通风空调和气体处理系统机械设备设计规范”进行了应力评定。结果表明，排架的设计满足抗震要求，应力和形变均在允许限值内。
CPR1000核电厂一级管道应力分析
一级管道 SYSPIPE软件 RCC-M规范
2009/5/19
核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全。分析内容包括3个方面：计算管道应力，并使之满足RCCM规范规定的限值要求；计算管道对与其相连的机器、设备的作用力，并使之满足标准规范的要求，保证机器、设备的安全；计算管道对支吊架的作用力，为支吊架的设计提供依据。管道应力分析工作的步骤是：首先，对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解，划分分析范围；其次，根据...
HTR-10GT磁力轴承实验转子临界转速分析
高温气冷堆 Rotor 软件
2009/5/19
临界转速的计算是转子动力学分析的一个基础课题，其计算结果的准确性至关重要。本文以磁力轴承过弯曲临界转速的实验台架为研究对象，采用SamcefRotor动力学软件，分析了实验转子的临界转速和振型，并深入研究了临界转速与支承刚度的关系。相关结论为磁力轴承控制系统设计提供重要的数值依据。
磁力轴承转子动力学分析中不平衡载荷的设定
转子动力学 载荷 激励
2009/5/19
参考航空发动机上常用的关于不平衡响应的分析方法，结合磁力轴承支承刚度远低于普通轴承的特点，提出了设定磁轴承支承下转子不平衡载荷的一种工程方法。这一方法可为进一步研究磁力轴承-转子系统设计中的转子不平衡响应、转子运行的稳定域度及进行转子动平衡设计等打下良好基础。
大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估
泄漏 分析 评估
2009/5/19
2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出。本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析，对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估。