搜索结果: 151-165 共查到“知识库 核动力工程技术”相关记录317条 . 查询时间(0.736 秒)
碘坑内启堆氙毒反应性研究
氙毒 碘坑 反应性 船用反应堆
2009/5/19
本文研究反应堆碘坑内的启动问题，导出了热堆在碘坑内启动时氙毒反应性、碘和氙浓度随时间变化的解析表达式。通过对所得解析解的计算分析，对碘坑内启动问题有了更全面、本质了解。反应堆停堆前的运行功率、碘坑内启动功率及启动时所处的碘坑内的位置等均将影响到启堆后氙毒反应性的变化规律，所处条件的不同可能导致完全不同的变化规律。另外，碘坑内启堆的时间对反应堆启堆时的安全也是1个重要的影响因素。本文所得结论对提高核...
化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析
化学和容积控制系统 抗震分析 应力评定
2009/5/19
采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统（RCV）下泄热交换器进行了抗震计算分析，载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震。根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定。结果表明，RCV下泄热交换器的设计满足规范要求。
容积控制箱力学分析及评定
容积控制箱 抗震性能 屈曲
2009/5/19
采用有限元软件ANSYS对容积控制箱进行力学分析，遵照规范RCC-M2000和ASME相关规定进行相应评定，计算了多种载荷下系统的抗震性能，同时分析了裙座的屈曲性。结果表明，该容积控制箱的设计满足规范相关条款要求。
弱耦合体系流致振动计算方法
弱耦合体系 附加质量 大涡模拟
2009/5/19
弱耦合体系的流致振动的流体作用力可分成与结构运动有关的流体力和与结构运动无关的流体作用力。与结构运动有关的流体作用力可用结构的惯性力、阻尼力和刚度力的线性表达，与结构运动无关的流体力用CFD计算流场压力获得。本文介绍了一种计算弱耦合体系流致振动的方法，用该方法计算了秦山Ⅱ期1∶5模型吊篮，计算的结果和实验的结果保持在3.1倍范围内。因此，该方法可用于流致振动实验前的预估。
先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施
先进轻水反应堆 取消运行基准地震 抗震设计
2009/5/15
在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求，其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法。美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题，认为OBE不应当控制安全系统的设计，并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录，于1993年得到NRC批准。本文根据该备忘录内容整理了两大...
中广核岭澳电厂二期LOT150B-2冷水机组抗震力学分析及应力评定
冷水机组 抗震分析 应力评定
2009/5/11
根据浙江国祥制冷工业股份有限公司的要求，对中广核岭澳核电厂二期LOT150B-2冷水机组进行了力学分析计算。分析中考虑的载荷为自重、压力、地震载荷和接管载荷内压、设计压力+自重+设计温度接管载荷和OBE、SSE地震接管载荷，分析后按照RCC-M规范进行了应力评定。分析结果表明，该冷水机组在所承受载荷作用下的应力计算结果满足规范的有关要求。
粘弹阻尼材料动态本构关系研究
丁基橡胶 宽动态位移 应力-应变迟滞曲线
2009/5/11
对丁基橡胶粘弹阻尼材料进行了不同温度的频率扫描和动态位移扫描实验。基于RT模型，本文提出了改进的M-RT模型，该模型同时考虑了温度、频率和动态位移对材料动态力学行为的影响，通过与实验结果比较分析，表明该模型能较好地描述该材料在宽温、宽频和宽动态位移的动态力学行为和预测温度、频率和动态位移对应力-应变迟滞回线的影响。
宇宙线μ用于反应堆燃料元件成像的尝试性模拟研究
宇宙线μ 燃料元件 成像
2009/5/11
建立了用于MonteCarlo模拟的μ抽样模型。使用此模型，采用Geant4程序和Root软件，对核燃料元件的μ成像进行模拟研究。模拟成像结果显示，基于将多次库伦散射等效为单次散射的径迹重建方法，可实现核燃料元件的μ成像。
压水堆核电站上充泵的去污实践及其理论探讨
充泵 压水堆核电站
2009/3/24
本文论述了某核电站在换料大修期间完成的上充泵去污工作，针对马氏体不锈钢在去污过程中出现的特殊现象，分析探讨了马氏体不锈钢的化学特性。通过总结上充泵去污的经验成果，对未来马氏体不锈钢的去污工作提出了建议。
通用级联衰变动力学简化计算
级联衰变 矩阵函数 衰变热功率
2009/2/28
级联衰变动力学方程是描述放射性同位素衰变规律的基本方程之一，衰变过程的复杂性和衰变子体的多样性，使级联衰变动力学计算十分复杂。本工作分3种情况给出通用级联衰变动力学解析解表达式，用矩阵函数对其进行形式简化，使级联衰变动力学计算简单明了，便于应用；对级联衰变公式进行简单讨论，并利用该公式求解了239Pu级联衰变中各级子体的原子数及239Pu的衰变热功率。
船用核动力二回路热力系统动态仿真
船用核动力 仿真模型 运行安全分析
2009/2/26
基于船用核动力装置运行安全分析，建立了二回路系统两相流通用仿真软件模型，实现了人工干预条件下复杂两相流流体网络系统的动态特性实时仿真，拓展了目前核动力装置通用安全分析程序的研究范围。以二回路快速降负荷为例，对仿真模型的性能进行了验证。结果表明：该软件模型能准确反映船用二回路系统的动态特性，可用于事故处置规程和控制系统功能的验证。该模型也可用于核电站饱和蒸汽系统仿真软件的开发。
采用非能动余热排出系统实验数据对RELAP5程序的评价
非能动余热排出 RELAP5程序 凝结换热 原理性实验
2009/2/25
利用非能动余热排出系统1∶10原理性实验台架的稳态实验与启动实验数据，对RELAP5/MOD3.2程序进行评估。结果表明：对于本原理性实验系统，RELAP5/MOD3.2程序过低估算了蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响，因而，程序中垂直管内的蒸汽凝结换热系数偏小，计算结果与实验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内蒸汽凝结换热模型进行了修正，修正后的计算结果与实验值基本吻合。评价结果...
海基核动力装置自然循环数学模型的建立与运行特性研究
海基核动力装置 自然循环 数学模型
2009/2/23
建立了适用于海基核动力装置自然循环运行分析的理论模型，主要包括两相不平衡态、五方程的漂移流模型;改进的混合物动量守恒方程来描述海洋条件引起的附加压降;采用多压力节点模型进行压力矩阵的求解;选择非等温模型计算两相摩擦因子，并考虑摇摆对摩擦因子的影响;对低雷诺数自然循环工况下阻力件的能量损失因子进行了修正;考虑摇摆与浮沉对换热系数的影响;建立了两群三维时空中子动力学模型，采用基于非线性迭代的半解析节...
基于相关故障的核动力装置可靠性分析
相关故障 核动力装置 β因子模型 马尔可夫模型
2009/2/23
核动力装置固有的复杂性导致了系统的相关性，而相关故障使系统的故障率增加。传统的基于独立故障的可靠性分析方法对系统可靠性的估计偏高。本文基于核动力装置相关故障的诱发机理分析与模型建立，以典型的冗余泵单元为例，分别采用β因子模型与马尔可夫模型对密封故障与切换失效两类相关故障进行了分析，为相关故障条件下复杂系统的可靠性分析提供了一种新的技术方法。通过与传统可靠性分析方法结果的比较，验证了该方法的正确性...