一、核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究(论文文献综述)
王炳媛[1](2019)在《AP1000核电厂不同的减震结构及其减震性能比较研究》文中进行了进一步梳理经过40年的发展,结构振动控制概念几经完善,通过对结构施加控制装置,在地震发生时,由控制装置对地震输入能量进行重新分配,可以有效地减小结构、设备及相应配管的地震动响应。由于核电站领域的抗震要求更高,在地震作用下应保证自身结构的完整性与安全性,结构振动控制技术的掌握与应用更加重要。本文以AP1000核电站屏蔽厂房作为研究对象,进行了 TMD(调谐质量阻尼器)结构与基础隔震结构的地震响应分析,完成了对控制装置的参数优化,并对结构的减震性能进行了分析与比较。首先,在设备激励与地震激励共同作用下,从结构振动控制方程出发,基于TMD结构的减振原理,研究了应用定点理论、粒子群算法分别对不考虑主结构阻尼、考虑主结构阻尼的传统TMD结构简化模型进行参数优化。将传统TMD结构与核电站屏蔽厂房结构特点相结合,设计了重型TMD结构,建立了能量平衡方程,构建了重型TMD结构的李雅普诺夫稳定解,并对能量平衡方程进行了参数优化。其次,针对基础隔震结构,从隔震支座、阻尼器的力学性能出发,采用双线性恢复力模型对隔震系统的滞回曲线进行了线性等效,提出了滞回性能的评价方法,完成了隔震系统的参数优化。最后,以AP1000核电站屏蔽厂房为研究对象,结合非能动冷却循环功能,设计出了屏蔽厂房的减震结构,建立了它们的有限元模型,给出了加速度、位移、基底剪力等地震响应时程,实现了重型TMD结构支座高度的优化设计。并对传统TMD结构、重型TMD结构和基础隔震结构三者的地震响应进行比较,结果表明重型TMD结构具有良好的减震性能。
钟伟源[2](2018)在《卡轴事故工况下核主泵流固耦合瞬变特性研究》文中研究表明安全可靠性是核电站安全运行的首要因素之一。核主泵作为反应堆冷却剂系统(RCP系统)中主要承压设备和唯一的动力旋转机械,被誉为RCP系统的“心脏”,对其安全可靠运行、事故工况下的缓解发挥着重要作用。为了极大限度地保障核电站的安全,必须要确保核主泵在满足正常运行的同时经受得住各类极限事故工况的考验。核主泵卡轴事故是一种典型极限事故工况,对回路系统及核主泵均会产生巨大的影响,轻则会对设备和系统造成不可逆转的损坏,严重时会出现燃料棒偏离泡核沸腾(DNB)、堆芯烧毁、引发大面积核泄露,给人类和环境带来毁灭性的灾难。因此,卡轴事故工况下核主泵的水动力及结构动力特性研究具有重要的工程意义和学术价值。本文以AP1000核主泵为研究对象,采用理论分析、试验研究和双向流固耦合计算相结合的方法对核主泵水动力及结构动力特性进行研究,重点总结分析了卡轴事故下核主泵四象限跨域过渡过程,探索了事故下核主泵瞬变流动与结构间的耦合变化规律,为核主泵设计与制造提供参考。主要研究内容如下:1.针对卡轴事故工况的特殊性,专门设计搭建了一套适用于卡轴事故瞬态试验测试系统,以AP1000核主泵模型样机为研究对象进行卡轴事故工况下的模拟试验,获得了不同卡轴程度下核主泵流量,转速,扭矩、扬程等性能参数的瞬变规律,重点分析了卡轴事故下核主泵正常水泵工况、特殊水泵工况、正传正流制动工况及反转水轮机工况的四象限跨域过渡过程,以及瞬变过渡过程中压力脉动的变化规律。2.建立了核主泵流固耦合模型,采用双向耦合的方法对不同工况下核主泵水动力及结构动力特性进行了研究,对比分析了在不同工况下流固耦合作用对核主泵内流规律与外特性的影响、转子在有与无预应力下的对应的模态振型,获得了核主泵转子应力变形分布规律。为后续卡轴事故瞬态特性研究提供了分析和对比的基础。3.利用试验获得的三组不同卡轴程度下的流量和转速变化曲线,通过MATLAB软件建立对应计算边界条件,首次对核主泵卡轴事故下的瞬变流动进行了双向交替流固耦合计算,并通过试验结果验证了其可靠性,揭示了不同卡轴程度对事故工况下核主泵内流机理的影响。4.基于瞬变双向流固耦合数学模型对核主泵卡轴事故瞬态过渡过程中转子动力学进行了分析,揭示了卡轴事故瞬态过程中核主泵叶轮所受径向载荷、轴向载荷、典型区应力分布、转移过渡及瞬态动应力的变化规律,为后续核主泵的设计、制造及试验提供参考。
伍时建,尚尔涛,刘攀,金挺,聂照宇[3](2017)在《核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析》文中指出以核电厂反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析为工程背景,对反应堆结构的动力响应分析开展了研究。分析研究形成了-套可用于新核电站反应堆结构设计的完整设计分析系统,介绍了该方法所使用的分析模型,明确了动力学分析模型中考虑的重要因素。克服了结构复杂性、载荷多样性,结构非线性、材料非线性、接触非线性和流固耦合等多重非线性因素,更加精确的模拟了反应堆结构,提高了计算精度。该方法对我国自主开展反应堆事故工况下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。
刘永[4](2017)在《小破口卡轴事故工况下AP1000核主泵水动力特性分析》文中指出核电具有低污染物排放、节约能源、发电效率高、原料成本低等优点,随着和工程技术的不断发展,核电的安全性也是越来越高。把核电作为未来能源行业的一个重要发展方向已经成为世界范围内的共识。在我国的能源结构调整中,核电始终被给予厚望。目前我国核电自主化已经取得了优异成绩,但在核主泵等关键技术上仍然存在短板。核主泵(反应堆冷却剂泵组)是压水堆核电站中最关键的核岛一回路主设备之一,是核岛内唯一的旋转设备,其功能是驱动一回路中带有放射性的高温冷却剂连续循环,实现堆芯与蒸汽发生器之间的热能交换,从而产生高压蒸汽,经由汽轮机及汽轮发电机实现发电。核主泵的设计制造是我国核电自主化过程中遇到的一个重大技术难题,为了解决问题,相关研究人员务必投入更多的时间和精力深入研究,寻求解决途径。为了极大限度地保障核岛安全,核主泵的冷却功能不仅须要满足反应堆正常工作需要,也要能够经受得住各类事故工况的考验,例如断水、全场断电、破口、卡轴等严重事故。本文以小破口下卡轴事故工况下核主泵水动力特性为研究对象,研究事故过程中AP1000核主泵的响应情况,为优化改进核主泵提供重要依据。目前有关核主泵小破口事故的研究较多,但对卡轴工况下核主泵自身运行情况的研究较少。本文通过试验和模拟对小破口下卡轴事故中AP1000核主泵的水动力特性做了大量研究,主要包括以下内容:(1)对现有核主泵四象限的表达方式进行推导并介绍了归一化法表达方式,该方法简介准确地描述卡轴事故工况下核主泵外特性变化,是关于这一工况研究的理论基础;(2)对AP1000核主泵水力样机进行试验,发现卡轴事故的严重程度对叶轮由额定转速到彻底停转的过渡过程影响较大,而流量变化受卡轴事故严重程度的影响不大。泵腔上表面附近不同位置压力脉动初值、终值以及变化曲线几乎一致,只是振幅有所区别,而且早在叶轮彻底停转之前泵腔上表面附近压力值就已经降至最低值。小破口条件对卡轴事故发生后流量、叶轮转速的变化过程影响较小,对泵腔上表面附近压力脉动产生的影响主要在于压力脉动变化区间和振幅;(3)使用CFD模拟AP1000核主泵的卡轴事故发现,事故工况下核主泵外特性各参数变化趋势各异,动静叶片干涉频率降低导致叶轮出口处流速和压力的脉动频率降低,流速振幅逐渐增加、压力振幅逐渐减小,叶轮、导叶、泵腔内的流动逐渐紊乱,各过流部件内的涡流获得发展,漩涡程度加重,在某个时间段达到顶峰,之后漩涡逐渐发散,涡流程度下降;(4)使用CFD模拟AP1000核主泵在小破口下的卡轴事故发现,事故初期核主泵扬程、轴扭矩、功率变化具有滞后性小破口程度越严重则这种滞后性就越明显,事故过程中泵内内低于空化压力的区域(本文称为低压区)从泵进口向泵出口延伸,泵内空泡聚集区域(含汽率高于5%的区域)完全包含于低压区,且主要分布在叶片背面,叶轮内含汽率最高的部位在低压区与高压区的交界面处,随着卡轴事故的持续,泵内低压区和空泡分布区域不断缩小,缩小方向是朝着叶片进口背面靠近前盖板位置;小破口下卡轴事故中泵内液相流动受空泡破裂溃灭干扰在叶轮高低压区交界处发生混乱,泵内各处流速整体上呈下降的趋势,但是下降幅度和震荡情况各不相同,事故发生以后核主泵叶轮对流体做功能力的变化过程与无小破口条件时基本一致但也存在较小区别,同样,小破口下卡轴事故中叶轮径向力合力变化过程与无小破口条件时相近,只是在事故的前0.1s内存在先陡降后陡增的过程。
王军[5](2017)在《燃料组件地震工况格架完整性研究》文中指出在新时代背景下,各国核安全监管机构纷纷酝酿提高对拟建核电厂事故工况下的安全要求。对压水堆而言,燃料组件作为反应堆内的核心部件,其性能直接关乎核电厂运行的稳定性、安全性与经济性。尤其燃料组件格架的完整性,在某种程度上可以视为判断燃料棒是否发生破损、堆芯能否正常排出热量的标准。鉴于此,研究地震工况下燃料组件格架的完整性就显得十分必要和紧迫。格架完整性研究离不开整组件的动力学响应分析,为尽可能真实的反映组件地震工况下在堆芯内的运动特性,本文形成了一套系统的组件横向响应模型建立方法,分别就组件各部件的功能与特点、地震工况的分析流程、组件及排模型的建模以及设计准则的确立等方面进行了全面的论述。从寿期初(BOL)工况下单根燃料组件、组件格架入手,逐步建立起组件排模型,为地震工况格架完整性研究创造了条件。在论证该模型可信且建模流程可行的前提下,结合组件寿期末(EOL)工况下的特点,进一步开展了关键参数的敏感性分析,并模拟了该工况下格架最大撞击力的发展趋势,为后续格架结构设计改进和试验数据支持下的EOL工况分析打下了基础。
陈超[6](2017)在《基于数据驱动的核电厂故障诊断技术研究》文中指出核电厂相关设备的故障诊断技术研究是核电安全范围内的关注热点,其重要性直接关系到核电厂的安全运行。故障诊断旨在辅助操作员进行故障辨识、故障成因分析、遏制故障的升级和故障向更深层次的恶化,以免工作人员操作不当而导致事故的发生,并预防核泄漏事故对民众和环境造成威胁。伴随信息与智能化的不断进步,以数据驱动为基础的故障诊断方法成为当今的研究热点。核电厂作为复杂而又特殊的发电厂,拥有大大小小系统300多个、电厂设备数以万计,核电厂的在线实时监控系统的测点就超过两万个,在这么庞杂的数据资源中要想建立系统而又精确的解析模型就显得非常困难。以数据驱动为基础的故障诊断方法就是在不必建立解析模型的情况下对过程运行中的数据进行分析和处理,进而完成故障诊断任务。支持向量机作为数据驱动式故障诊断方法的重要部分,采用结构风险最小化原理,解决了维数灾难和局部最小化问题,而且所需的故障样本少,其具有很高的应用价值与理论研究价值。核电厂大部分系统之间存在着非线性关系,而基于主元分析的状态异常监测方法在分析非线性数据时能力略显不足,所以本论文利用核主元分析(KPCA)来提高主元分析的非线性处理能力。KPCA主元分析方法的核心在于通过变换函数Φ将含有数据信息的样本从低维的原始空间映射到高维的特征空间,其次在映射后的空间中进行信息提炼,从而增加样本的线性可分性,其中Φ是用于非线性变换的函数,KPCA与主元分析一样是通过监测数据的T2统计量和平方预报误差统计量Q是否超过限制值来识别异常状态。在对核电厂进行故障诊断时数据样本的获取往往是个难题,相关故障样本只能通过仿真机进行模拟,通常能用到的样本数量不多。本文利用支持向量机的方法来进行故障的诊断分类及趋势预测,支持向量机在处理小样本时有很好的分类能力,而且对非线性数据处理能力佳,同时泛化能力强,能够解决样本不足时的故障辨识问题。本文通过支持向量机及KPCA等多种数据驱动方法相结合对核电厂故障诊断系统的设计做了研究,利用红沿河CPR1000仿真机插入了六种故障,结合正常运行七种模式的数据进行了核电厂异常状态监测、故障辨识及故障后参数的变化预测做了相关工作,得到的分类及预测结果良好。
尚尔涛,刘攀,伍时建[7](2017)在《反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析》文中指出通过建立反应堆堆顶和控制棒驱动机构(CRDM)的整体三维有限元简化抗震分析模型,对反应堆堆顶和CRDM进行了三维非线性抗震分析。该分析模型可真实反映CRDM顶部抗震支承板相互之间、抗震支承板与抗震支承环之间的碰撞作用,以及抗震拉杆的拉压非线性特性,进而获得堆顶和CRDM结构各位置的精确分析结果。通过分析,得到反应堆堆顶和CRDM各部位的载荷,可为部件的应力分析提供必要的地震载荷,为CRDM抗震鉴定试验提供加速度时程等输入数据。
张志昊[8](2017)在《反应堆堆内构件导向筒样机设计及动态特性试验研究》文中认为堆内构件导向筒组件是整个控制棒驱动线的重要组成部分,其结构型式影响着上腔室的压降以及流致振动特性。导向筒组件制造精度以及产品质量直接关系到整个堆内构件的功能性,影响控制棒的落棒时间,从而决定堆芯反应的调节速度。本论文旨在通过堆内构件导向筒样机进行研制,提前发现制造过程中可能遇到的相关问题,并及时解决;通过对比导向筒样机的性能参数,对国产化设计结果进行验证。在堆内构件导向筒样机制造完成后,通过对导向筒样机进行摩擦力试验,确保控制棒模拟件在导向筒样机中受到的摩擦力在规定的限值以内。同时,还对堆内构件导向筒组件进行空气中的动态特性试验,以获得导向筒组件的固有频率、阻尼和振型。为堆内构件建立系统动态分析模型提供支持和依据,为堆内构件地震分析和流场振动分析提供必要的支持,也是验证堆内构件导向筒组件结构动态特性分析计算结果(固有频率&振型)的一个重要手段及方法。本论文通过对导向筒组件的结构、功能分析,样机的研制以及动态特性试验,更深入了解堆内构件导向筒组件的功能及特性,以便能更好的完成堆内构件设计技术的消化、吸收,为日后研发拥有自主产权的大型先进压水堆核电站打下一定基础。
胡鸿[9](2016)在《数字化核电厂主控室操纵员监视行为及其可靠性研究》文中研究表明本文以核电厂数字化后给操纵监视行为带来影响为契机,基于对数字化核电厂主控室操纵员监视行为认知规律、认知机制,及其失误机理等监视行为等基础理论构建为主线,系统地开展核电厂数字化后操纵员监视行为可靠性分析方法与技术研究,主要研究内容如下。(1)对国内外核电领域监视行为,以及计算机视觉与视觉搜索等文献检索表明,当前对核电厂监视行为研究集中在传统模拟或数字化改造的核电厂,数字化核电厂操纵员监视行为认知机制与过程、注意模式与动力学机制,以及监视行为失误机理与模式等基础理论都还没形成,监视行为可靠性分析方法及其失误率数据一直空缺,严重影响数字化核电厂人因风险评估与人因失误预防工作开展。通过对国内某数字化核电厂主控室现场观察与操纵员访谈,归纳出数字化主控室与监视行为相关联的九方面特征;然后以此为基础对数字化主控室与传统模拟主控室的特征属性进行比较分析,发现有16项主控室特征属性会对监视行为带来不利影响;最后对“巨量信息有限显示”、“二类界面管理任务”、“信息失去空间位置属性”、“规程计算机化”、“报警系统不完善”与“系统高度自动化降低监视积极性”等六个主要不利因素进行了影响方式与潜在后果分析。(2)基于对数字化核电厂操纵员监视活动规律与特征总结,界定了监视行为的内涵与外延;以人员信息处理模型为基础,结合操纵员监视行为的认知特征,描述出操纵员监视行为认知模型与注意机制模型,重点阐述了监视行为信息加工模式、注意选择与分配机制等;刻画了操纵员监视行为的一般认知过程,以及事故后监视行为认知过程,较为系统发展形成了监视行为的认知机制等基础理论。依据监视行为信息认知加工与注意之间关系,参考“数据驱动”与“知识驱动”信息加工模式,构建起监视行为“混合式”驱动模型;基于对电厂正常与异常工况下操纵员监视转移活动规律的总结,剖析了监视行为无后效性的转移机制;最后,建立了监视行为转移路径预测方法,成功预测主蒸汽管断裂事故(SGTR)操纵员监视转移路径,为操纵员监视绩效提升与人机界面优化奠定基础。(3)提出了监视行为失误概念,辨识出“监视偏离”、“监视疏忽”与“转移失误”三种监视失误类型,以及“看错”、“漏看”与“定位偏离”等九种监视失误形式;归纳出“信息特征”、“培训水平”与“二类管理任务”等13个监视行为影响因子,其中影响“显着”水平的有6个,为操纵员监视行为失误预防及其可靠性分析提供支持。(4)通过操纵员目标信息察觉失误仿真测试实验,获得“图形信息”、“数字化信息”、“状态信息”与“文本信息”失误率(依次为2.98×10-3、2.21×10-3、1.96×10-3与6.12×10-4,均值为:2.02×10-3),以及信息察觉的反应时间等统计数据,并运用SPSS统计软件对获得失误率与反应时间数据进行统计学描述、显着性检验与比较分析。通过操纵员监视行为失误影响因子影响仿真验证实验,获得了“任务复杂性、二类管理任务、培训水平与知识经验、人系统界面、报警信号、时间压力、心理状态”7个监视行为形成影响因子在不同等级水平作用下,操纵员监视失误率与反应时间统计学数据,并运用SPSS软件进行统计学描述、显着性检验,以及因子影响度比较分析。(5)基于操纵员监视行为可靠性分析及其应用需要,提出了监视行为分析原理与流程;根据数字化核电厂主控室操纵员监视行为特征,对操纵员监视行为可靠性进行了定性分析;然后,基于Senders的监视理论改进建立了跨屏监视转移可靠性计算模型、基于注意力资源分配理论建立同屏监视转移可靠性计算模型,以及基于模糊贝叶斯方法构建了信息察觉可靠性计算模型,系统构建操纵员监视行为可靠性分析方法及其计算模型,并完成“误安注”场景下操纵员监视行为可靠性分析及其失误概率计算,系统构建起操纵员监视行为可靠性分析方法,为操纵员监视行为可靠性分析及其失误风险评估提供了工具。
任文俊[10](2016)在《新型核电厂燃料抓取机设计研究及基于ANSYS的抗震分析》文中研究说明安全是核电厂设计、建造和运行时的首要保证,抗震是核电设计考虑的重要安全因素之一。作为运输和操作新、乏燃料组件的重要设备,燃料抓取机除了要满足起重机设计规范之外,还要求设计成在地震工况下能保证结构完整性,不会由于结构颠覆落入乏燃料水池,或者载荷跌落引起放射性泄漏事故。因此对于新型核电厂燃料抓取机进行设计研究,并进行抗震分析,验证设计结构的安全可靠性是十分有意义的。本文介绍了新型燃料抓取机的设计思路,通过分析比较其相对于以往同类设备的优点。同时,采用ANSYS软件建立有限元模型,通过静态分析和反应谱分析方法,计算了在自重和安全停堆地震工况下设备的位移和应力状态,并根据设计规范中的要求进行评定,验证在地震工况下设计结构的安全可靠性。
二、核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究(论文开题报告)
(1)论文研究背景及目的
此处内容要求:
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景,再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题,并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例:
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
(2)本文研究方法
调查法:该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法:用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法:通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法:通过调查文献来获得资料,从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法:依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法:对研究对象进行“质”的方面的研究,这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法:通过具体的数字,使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法:运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法:这是社会科学用来分析社会现象的一种方法,从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法:通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究(论文提纲范文)
(1)AP1000核电厂不同的减震结构及其减震性能比较研究(论文提纲范文)
摘要 |
Abstract |
第1章 绪论 |
1.1 研究背景及意义 |
1.2 国内外研究现状 |
1.2.1 TMD结构研究现状及应用 |
1.2.2 基础隔震结构研究现状及应用 |
1.2.3 核电厂抗震研究现状 |
1.3 本文研究内容 |
第2章 传统TMD结构及其参数优化 |
2.1 传统TMD结构及其减振原理 |
2.1.1 传统TMD结构振动控制方程 |
2.1.2 传统TMD结构减振原理 |
2.1.3 参数影响分析 |
2.2 不考虑主结构阻尼的传统TMD结构及参数优化 |
2.2.1 不考虑主结构阻尼的结构振动控制方程 |
2.2.2 定点理论 |
2.2.3 不考虑主结构阻尼的传统TMD结构参数优化 |
2.3 考虑主结构阻尼的传统TMD结构及参数优化 |
2.3.1 主结构阻尼的影响分析 |
2.3.2 粒子群算法 |
2.3.3 考虑主结构阻尼的传统TMD结构参数优化 |
2.4 本章小结 |
第3章 重型TMD结构及其参数优化 |
3.1 能量法介绍 |
3.1.1 能量法基本概念 |
3.1.2 单自由度能量平衡方程概念 |
3.2 重型TMD结构能量平衡方程 |
3.3 采用能量平衡方程优化 |
3.3.1 李雅普诺夫稳定 |
3.3.2 李雅普诺夫方程建立 |
3.3.3 重型TMD结构参数优化 |
3.4 本章小结 |
第4章 基础隔震结构及其参数优化 |
4.1 隔震系统及等效线性 |
4.1.1 隔震系统 |
4.1.2 双线性恢复力模型等效 |
4.1.3 双线性恢复力模型的拐点处理 |
4.2 隔震系统参数确定及优化 |
4.2.1 隔震系统的参数确定 |
4.2.2 滞变阻尼系数优化 |
4.3 本章小结 |
第5章 AP1000屏蔽厂房不同减震结构抗震性能比较分析 |
5.1 AP1000核电站屏蔽厂房及减震结构 |
5.1.1 AP1000核电站屏蔽厂房结构概况 |
5.1.2 传统TMD结构 |
5.1.3 重型TMD新型结构 |
5.1.4 基础隔震结构 |
5.2 AP1000屏蔽厂房有限元模拟 |
5.2.1 单元类型选择 |
5.2.2 传统TMD结构参数确定及建模 |
5.2.3 重型TMD结构参数确定及建模 |
5.2.4 基础隔震结构参数确定及建模 |
5.3 不同质量比的重型TMD结构时程结果分析比较 |
5.3.1 地震波选取 |
5.3.2 结构动力特性比较 |
5.3.3 加速度结果分析比较 |
5.3.4 基底剪力结果分析比较 |
5.3.5 位移结果分析比较 |
5.4 不同减震结构的时程结果分析比较 |
5.4.1 加速度结果分析比较 |
5.4.2 基底剪力结果分析比较 |
5.4.3 顶点位移结果分析比较 |
5.5 本章小结 |
结论 |
参考文献 |
攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
致谢 |
(2)卡轴事故工况下核主泵流固耦合瞬变特性研究(论文提纲范文)
摘要 |
abstract |
第一章 绪论 |
1.1 课题研究背景 |
1.2 核主泵事故工况的分类 |
1.3 国内外核主泵研究现状 |
1.3.1 核主泵事故工况研究 |
1.3.2 泵瞬态特性研究 |
1.3.3 流固耦合在核主泵中的研究应用 |
1.4 本课题研究的主要内容 |
1.4.1 课题来源 |
1.4.2 主要研究内容 |
第二章 流固耦合数值计算理论基础 |
2.1 计算流体力学基础 |
2.1.1 流体控制方程 |
2.1.2 离散方法 |
2.1.3 湍流模型 |
2.2 结构动力学控制方程 |
2.3 流固耦合求解方法 |
2.3.1 耦合界面边界条件 |
2.3.2 任意拉格朗日欧拉方法 |
2.3.3 流固耦合求解策略 |
2.4 本章小结 |
第三章 核主泵卡轴事故工况下瞬态特性试验研究 |
3.1 试验系统的设计搭建 |
3.1.1 试验目的 |
3.1.2 试验系统设计 |
3.2 试验方案 |
3.3 卡轴瞬态试验结果分析 |
3.3.1 瞬态流量演化规律 |
3.3.2 瞬态转速演化规律 |
3.3.3 瞬态扭矩演化规律 |
3.3.4 瞬态扬程曲线特性 |
3.3.5 核主泵卡轴事故四象限瞬变过渡过程 |
3.3.6 稳态工况下核主泵压力脉动分析 |
3.3.7 卡轴事故工况下核主泵压力脉动分析 |
3.4 本章小结 |
第四章 稳态工况下核主泵双向流固耦合特性 |
4.1 核主泵模型及相关设置 |
4.1.1 核主泵模型技术背景 |
4.1.2 核主泵固体域与流体域三维造型 |
4.1.3 核主泵固体域与流体域网格划分 |
4.1.4 约束及边界条件设置 |
4.2 核主泵在有无预应力下的模态分析 |
4.3 流固耦合作用对核主泵水动力特性的影响 |
4.3.1 试验结果对比 |
4.3.2 流固耦合作用对外特性的影响 |
4.3.3 流固耦合作用对内流场的影响 |
4.4 双向流固耦合作用下叶轮转子应力变形分析 |
4.4.1 叶轮转子应力总体分布 |
4.4.2 双向耦合作用下叶轮转子变形总体分布 |
4.4.3 叶片进出口边动应力分析 |
4.5 本章小结 |
第五章 卡轴事故下核主泵流固耦合瞬变水力特性 |
5.1 卡轴瞬态事故工况下流固耦合计算模型的建立 |
5.1.1 边界条件数学模型 |
5.1.2 流体域监测点命名规则说明 |
5.2 卡轴瞬态耦合结果与试验对比分析 |
5.3 不同卡轴条件下卡轴事故瞬态模型 |
5.4 核主泵卡轴事故过渡过程非稳态扬程瞬态效应分析 |
5.5 核主泵卡轴事故瞬态过渡过程瞬变流动分析 |
5.5.1 泵内瞬态湍动能及涡量分析 |
5.5.2 泵内瞬态压力变化 |
5.6 AP1000核主泵卡轴事故工况下内流场能量过渡 |
5.7 本章小结 |
第六章 卡轴事故下核主泵流固耦合瞬变结构载荷特性 |
6.1 核主泵卡轴事故过程叶轮瞬态径向和轴向载荷 |
6.1.1 卡轴事故过程叶轮瞬态径向载荷分析 |
6.1.2 卡轴程度对瞬态轴向载荷的影响 |
6.2 卡轴事故下叶轮典型区应力分布及随时间演化规律 |
6.2.1 叶片前盖板出口外周交线动应力分布 |
6.2.2 叶片根部动应力分布 |
6.2.3 叶片进出口边动应力分布与转移 |
6.3 卡轴事故过渡过程典型位置瞬态动应力规律 |
6.4 本章小结 |
第七章 总结与展望 |
7.1 研究结果总结 |
7.2 工作展望 |
参考文献 |
致谢 |
攻读硕士期间发表的学术论文及工作内容 |
一、论文成果 |
二、部分授权及受理专利 |
三、获奖情况 |
四、参加科研项目 |
(3)核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析(论文提纲范文)
1 反应堆结构 |
2 地震和LOCA分析模型 |
2.1 水平分析模型 |
2.1.1 模型简化 |
2.1.2 刚度计算 |
2.2 垂直分析模型 |
3 动力学分析模型中考虑的因素 |
3.1 阻尼 |
3.2 流固耦合 |
4 地震和LOCA作用下的结构响应分析 |
4.1 地震和LOCA输入 |
4.2 地震和LOCA分析结果 |
5 结论 |
(4)小破口卡轴事故工况下AP1000核主泵水动力特性分析(论文提纲范文)
摘要 |
Abstract |
第一章 绪论 |
1.1 课题研究背景 |
1.2 课题研究目的和意义 |
1.3 国内外研究现状 |
1.4 课题研究的主要内容 |
第二章 核主泵卡轴事故的理论分析 |
2.1 核主泵全特性曲线 |
2.2 核主泵全特性的归一化表达方法 |
2.2.1 归一化坐标系的建立 |
2.2.2 归一化曲线的拟合 |
2.2.3 归一化曲线的使用与优越性 |
2.3 核主泵卡轴事故的理论分析 |
2.3.1 核主泵卡轴事故中的外特性变化 |
2.3.2 核主泵卡轴事故的归一化表示 |
2.4 本章小结 |
第三章 小破口卡轴事故工况下核主泵试验分析 |
3.1 试验目的与试验台设计 |
3.2 试验方案 |
3.3 试验结果分析 |
3.3.1 卡轴事故试验结果分析 |
3.3.1.1 流量、转速的变化过程 |
3.3.1.2 压力脉动分析 |
3.3.2 小破口条件对卡轴事故的影响分析 |
3.3.2.1 小破口条件对流量、转速变化的影响 |
3.3.2.2 小破口条件对压力脉动的影响 |
3.4 本章小结 |
第四章 AP1000核主泵卡轴事故CFD分析 |
4.1 AP1000核主泵三维造型与网格划分 |
4.2 卡轴事故CFD模拟的边界条件设置 |
4.3 卡轴事故中核主泵外特性变化分析 |
4.3.1 外特性变化情况 |
4.3.2 卡轴事故严重程度对外特性变化的影响 |
4.4 AP1000 核主泵卡轴事故工况内流场分析 |
4.4.1 卡轴事故发生前后对比分析 |
4.4.2 卡轴过渡过程分析 |
4.4.3 卡轴过渡过程泵内涡的形成与发展 |
4.5 本章小结 |
第五章 AP1000核主泵小破口下卡轴事故的CFD分析 |
5.1 泵内空化介绍 |
5.1.1 空化基本理论 |
5.1.2 泵内空化形式 |
5.1.3 空化破坏 |
5.1.4 空化的理论分析 |
5.2 小破口下卡轴事故CFD模拟的前处理 |
5.2.1 定常计算下的前处理及空化特性曲线模拟 |
5.2.2 小破口下卡轴事故CFD非定常计算的前处理 |
5.3 小破口下卡轴事故中AP1000核主泵外特性变化 |
5.3.1 外特性变化情况 |
5.3.2“蓄能”现象的产生原因 |
5.4 小破口卡轴事故工况下 AP1000 核主泵空化特性分析 |
5.4.1 泵内空化区域变化情况 |
5.4.2 小破口对卡轴事故中泵内流场、压力场的影响 |
5.4.3 小破口对卡轴事故中叶轮径向力的影响 |
5.5 结论 |
第六章 基于流固耦合的核主泵卡轴事故工况数值分析 |
6.1 流固耦合技术的应用现状 |
6.2 核主泵卡轴事故工况下模态分析 |
6.3 核主泵卡轴事故工况下应力应变计算分析 |
6.4 本章小结 |
第七章 总结与展望 |
7.1 研究结果总结 |
7.2 工作展望 |
参考文献 |
致谢 |
攻读硕士期间发表的学术论文及工作内容 |
(5)燃料组件地震工况格架完整性研究(论文提纲范文)
摘要 |
ABSTRACT |
第一章 绪论 |
1.1 引言 |
1.2 国内外研究现状 |
1.2.1 国外研究现状 |
1.2.2 国内研究现状 |
1.3 课题研究的意义 |
1.4 本文的主要研究内容 |
1.5 本文的结构安排 |
第二章 格架完整性分析方法 |
2.1 燃料组件结构与功能 |
2.1.1 燃料组件骨架 |
2.1.2 燃料组件上管座 |
2.1.3 燃料组件下管座 |
2.1.4 导向管及仪表管 |
2.1.5 格架 |
2.1.6 燃料棒 |
2.2 法规要求 |
2.3 地震工况分析的目的与内容 |
2.4 地震工况分析流程 |
2.4.1 组件梁模型的建立及参数确定 |
2.4.2 格架冲击碰撞模型的建立及参数确定 |
2.4.3 排模型建立 |
2.4.4 地震时程输入 |
2.5 本章小结 |
第三章 燃料组件寿期初格架完整性研究 |
3.1 燃料组件梁模型 |
3.1.1 梁模型的建立 |
3.1.2 流体对阻尼的影响 |
3.1.3 模型特性参数的调整 |
3.2 格架冲击碰撞模型 |
3.2.1 格架外刚度及相关阻尼的确定 |
3.2.2 格架内刚度及相关阻尼的确定 |
3.3 燃料组件排模型 |
3.3.1 流固耦合的影响 |
3.3.2 间隙引入的非线性 |
3.4 格架强度准则的建立 |
3.5 寿期初格架完整性论证 |
3.6 本章小结 |
第四章 燃料组件寿期末格架完整性研究 |
4.1 辐照对模型引入的影响 |
4.1.1 对燃料组件整体特性的影响 |
4.1.2 对格架部件的影响 |
4.1.3 对模型间隙值的影响 |
4.2 寿期末格架强度准则 |
4.3 寿期末格架完整性论证 |
4.4 本章小结 |
第五章 结论与展望 |
5.1 主要结论 |
5.2 研究展望 |
参考文献 |
致谢 |
攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
(6)基于数据驱动的核电厂故障诊断技术研究(论文提纲范文)
摘要 |
abstract |
第1章 绪论 |
1.1 选题背景 |
1.2 故障诊断概述 |
1.2.1 故障诊断发展 |
1.2.2 核电厂故障诊断系统概述 |
1.2.3 基于数据驱动的故障诊断方法 |
1.3 反应堆冷却剂系统故障诊断综述 |
1.3.1 反应堆冷却剂系统功能 |
1.3.2 反应堆冷却剂系统常见故障 |
1.4 本文研究内容及结构安排 |
第2章 核电厂相关信号的特征提取研究 |
2.1 反应堆冷却剂系统监测参数 |
2.1.1 堆芯监测参数 |
2.1.2 系统监测参数 |
2.2 特征提取概述 |
2.2.1 特征提取要求 |
2.2.2 特征提取方法 |
2.3 主元分析方法的特征提取 |
2.4 基于核主元分析的特征提取 |
2.4.1 核函数概念 |
2.4.2 核主元分析方法 |
2.5 本章小结 |
第3章 支持向量机及其算法研究 |
3.1 支持向量机基本理论 |
3.1.1 机器学习 |
3.1.2 期望风险最小化原则 |
3.1.3 结构风险最小化原则 |
3.2 支持向量机分类 |
3.2.1 支持向量机分类原理 |
3.2.2 多分类方法 |
3.3 支持向量机回归 |
3.3.1 支持向量机回归原理 |
3.3.2 最小二乘支持向量机 |
3.3.3 基于时序模糊粒化的SVR回归预测 |
3.4 本章小结 |
第4章 基于数据驱动的故障诊断技术研究 |
4.1 基于KPCA的过程监控 |
4.1.1 KPCA算法 |
4.1.2 过程监控实例分析 |
4.2 支持向量机故障诊断 |
4.2.1 核电厂故障样本选取 |
4.2.2 支持向量机参数选择 |
4.2.3 故障分类结果 |
4.3 支持向量机回归预测 |
4.3.1 SVR预测分析 |
4.3.2 基于模糊粒化的SVR时序预测 |
4.4 本章小结 |
第5章 基于数据驱动的核电厂故障诊断系统设计 |
5.1 故障诊断要素研究 |
5.2 故障诊断系统设计 |
5.2.1 工作流程 |
5.2.2 功能分析 |
5.3 故障诊断工作任务 |
5.4 本章小结 |
结论 |
参考文献 |
致谢 |
(7)反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析(论文提纲范文)
1 结构简介 |
2 模型简化 |
2.1 边界条件 |
2.2 阻尼 |
2.3 地震下的结构响应分析 |
1)地震输入 |
2)地震分析结果 |
3 总结 |
(8)反应堆堆内构件导向筒样机设计及动态特性试验研究(论文提纲范文)
摘要 |
ABSTRACT |
第一章 绪论 |
1.1 课题的意义及国内外研究现状综述 |
1.1.1 课题的来源 |
1.1.2 课题研究背景及意义 |
1.2 国内外研究现状 |
1.2.1 国外研究现状 |
1.2.2 国内研究现状 |
第二章 堆内构件导向筒组件设计制造 |
2.1 堆内构件导向筒组件的功能 |
2.2 堆内构件导向筒组件的结构介绍 |
2.2.1 上部导向筒组件 |
2.2.2 下部导向筒组件 |
2.2.3 特殊要求 |
2.3 导向筒组件研制过程 |
2.3.1 制造工艺流程 |
2.4 导向筒组件研制难点 |
2.4.1 焊接变形分析 |
2.4.2 焊接变形控制 |
2.5 本章小结 |
第三章 堆内构件导向筒摩擦力试验 |
3.1 试验内容 |
3.1.1 通规试验 |
3.1.2 摩擦力试验 |
3.2 试验过程 |
3.2.1 准备工作 |
3.2.2 试验规程 |
3.3 试验结果 |
3.4 本章小结 |
第四章 堆内构件导向筒动态特性试验 |
4.1 试验件介绍 |
4.2 试验方法 |
4.2.1 试验原理 |
4.2.2 激励方法 |
4.2.3 测量系统 |
4.2.4 试验工况 |
4.2.5 响应测点布置 |
4.2.6 传感器的安装 |
4.2.7 测量参数设置 |
4.2.8 测试流程 |
4.3 试验模态分析结果 |
4.3.1 时域数据与传递函数分析 |
4.3.2 准备性试验 |
4.3.3 正式试验 |
4.4 模态试验的不确定性分析 |
4.5 试验结果 |
4.6 本章小结 |
第五章 堆内构件导向筒特性仿真分析 |
5.1 静态刚度试验 |
5.2 模型简化 |
5.3 参数确定 |
5.4 分析结果与对比 |
5.5 本章小结 |
第六章 总结与展望 |
6.1 总结 |
6.2 本文的不足及展望 |
参考文献 |
致谢 |
攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
(9)数字化核电厂主控室操纵员监视行为及其可靠性研究(论文提纲范文)
摘要 |
ABSTRACT |
第1章 绪论 |
1.1 选题背景、研究目的与意义 |
1.1.1 选题背景 |
1.1.2 研究目的与意义 |
1.2 NPPs主控室操纵员监视行为研究现状 |
1.2.1 监视行为国外研究现状 |
1.2.2 监视行为国内研究现状 |
1.3 主要研究内容、技术方案与创新 |
1.3.1 主要研究内容 |
1.3.2 研究方法与技术路线 |
1.3.3 主要创新 |
1.4 小结 |
第2章 DNPPs主控室特征及其对监视的影响 |
2.1 DNPPS主控室及其特征 |
2.2 数字化与传统模拟NPPS主控室比较 |
2.3 数字化技术对操纵员监视行为不利影响分析 |
2.4 小结 |
第3章 DNPPs操纵员监视行为认知机制及其模型构建 |
3.1 DNPPs操纵员监视行为界定、分类及其特征 |
3.1.1 DNPPs操纵员监视行为界定 |
3.1.2 DNPPs操纵员监视行为分类 |
3.1.3 DNPPs操纵员监视行为特征 |
3.2 DNPPS操纵员监视行为认知模式与过程 |
3.2.1 工业系统人员认知机制与模型概述 |
3.2.2 DNPPs操纵员认知机制与模型 |
3.2.3 DNPPs操纵员监视行为认知模式与过程 |
3.3 DNPPs操纵员监视行为注意力机制 |
3.4 小结 |
第4章 DNPPs操纵员监视行为驱动机制及其转移路径预测 |
4.1 操纵员监视行为驱动机制 |
4.2 操纵员监视转移机 |
4.3 操纵员监视转移路径预测 |
4.3.1 监视转移预测路径规划原理 |
4.3.2 监视转移预测路径规划模型构建 |
4.3.3 监视转移预测路径规划模型应用 |
4.4 小结 |
第5章 DNNPs操纵员监视行为失误及其实验测试 |
5.1 操纵员监视行为失误及其影响因素 |
5.1.1 操纵员监视行为失误概念与特征 |
5.1.2 操纵员监视行为失误模式及其原因 |
5.1.3 操纵员监视行为失误影响因素 |
5.2 操纵员信息察觉失误率测试实验 |
5.2.1 实验方案与实验条件 |
5.2.2 实验测试过程 |
5.2.3 实验测试结果分析 |
5.3 操纵员监视行为失误影响因子仿真验证实验 |
5.3.1 实验方案与实验条件 |
5.3.2 实验测试过程 |
5.3.3 实验结果及分析 |
5.4 小结 |
第6章 DNNPs操纵员监视行为可靠性分析方法及其应用 |
6.1 操纵员监视行为可靠性分析原理与过程 |
6.1.1 操纵员监视行为可靠性分析原理 |
6.1.2 操纵员监视行为可靠性分析流程 |
6.2 DNPPS主控室操纵员监视可靠性定性分析 |
6.2.1 操纵员监视转移可靠性 |
6.2.2 操纵员信息察觉可靠性 |
6.3 操纵员监视行为可靠性量化模型构建 |
6.3.1 操纵员监视转移可靠性量化模型 |
6.3.2 信息察觉可靠性量化模型 |
6.4 操纵员监视行为可靠性量化分析模型工程应用 |
6.5 小结 |
第7章 结论与展望 |
7.1 主要结论 |
7.2 问题与展望 |
参考文献 |
附录 |
作者攻读学位期间的科研成果 |
致谢 |
(10)新型核电厂燃料抓取机设计研究及基于ANSYS的抗震分析(论文提纲范文)
摘要 |
ABSTRACT |
第一章 绪论 |
1.1 课题的研究背景和意义 |
1.2 国内外研究的现状 |
1.2.1 核电厂各类设备的抗震分析和研究 |
1.2.2 核电厂起重类设备的抗震分析和研究 |
1.2.3 通过对起重设备的ANSYS有限元分析进行优化设计的研究 |
1.2.4 国外相关领域的研究现状 |
1.3 主要研究内容 |
第二章 新型核电厂燃料抓取机的结构设计研究 |
2.1 装换料系统及燃料抓取机的介绍 |
2.2 新型人桥式燃料抓取机结构设计 |
2.2.1 国外某门式燃料抓取机原型设计方案的介绍 |
2.2.2 设计改进详细描述 |
2.2.3 工艺性比较 |
2.3 抗震分析要求的提出 |
2.4 本章小结 |
第三章 新型核电厂燃料抓取机的有限元建模 |
3.1 抗震分析理论概述 |
3.1.1 核电厂用起重机的抗震分析的基本概念 |
3.1.2 设备抗震分析的基本步骤 |
3.2 新型人桥式燃料抓取机有限元建模 |
3.2.1 模型的建立 |
3.2.2 边界条件的建立 |
3.2.3 计算工况 |
3.3 设计输入及验收准则 |
3.3.1 设备分级 |
3.3.2 使用环境 |
3.3.3 材料参数 |
3.3.4 载荷及载荷组合 |
3.3.5 应力评定准则 |
3.4 本章小结 |
第四章 新型核电厂燃料抓取机的静力分析 |
4.1 自重载荷下桥架车轮处的结构反力及车轮疲劳强度评定 |
4.2 自重载荷下线型构件应力计算结果与评定 |
4.3 自重载荷下板壳型构件应力计算结果与评定 |
4.4 自重载荷下结构最大位移计算及整体静态刚度评定 |
4.5 本章小结 |
第五章 新型核电厂燃料抓取机的模态分析及地震谱分析 |
5.1 模态分析 |
5.2 地震谱分析 |
5.2.1 燃料抓取机SSE地震载荷下桥架车轮处的结构反力及桥架车轮的强度评定 |
5.2.2 燃料抓取机SSE地震载荷下线型构件应力计算结果与评定 |
5.2.3 燃料抓取机在SSE地震载荷下板壳型构件应力计算结果与评定 |
5.3 本章小结 |
第六章 燃料抓取机局部结构改进及分析 |
6.1 基于抗震分析结果的结构弱项分析及局部结构改进 |
6.2 结构改进前后的抗震分析结果比较 |
6.3 抗震联杆参数计算 |
6.4 本章小结 |
第七章 结论与展望 |
7.1 主要结论 |
7.2 创新点 |
7.3 研究展望 |
参考文献 |
致谢 |
攻读硕士学位期间发表的学术论文 |
四、核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究(论文参考文献)
- [1]AP1000核电厂不同的减震结构及其减震性能比较研究[D]. 王炳媛. 哈尔滨工程大学, 2019(04)
- [2]卡轴事故工况下核主泵流固耦合瞬变特性研究[D]. 钟伟源. 江苏大学, 2018(05)
- [3]核电反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析[J]. 伍时建,尚尔涛,刘攀,金挺,聂照宇. 核科学与工程, 2017(06)
- [4]小破口卡轴事故工况下AP1000核主泵水动力特性分析[D]. 刘永. 江苏大学, 2017(01)
- [5]燃料组件地震工况格架完整性研究[D]. 王军. 上海交通大学, 2017(09)
- [6]基于数据驱动的核电厂故障诊断技术研究[D]. 陈超. 哈尔滨工程大学, 2017(06)
- [7]反应堆堆顶和控制棒驱动机构整体抗震分析[J]. 尚尔涛,刘攀,伍时建. 原子能科学技术, 2017(03)
- [8]反应堆堆内构件导向筒样机设计及动态特性试验研究[D]. 张志昊. 上海交通大学, 2017(09)
- [9]数字化核电厂主控室操纵员监视行为及其可靠性研究[D]. 胡鸿. 南华大学, 2016(04)
- [10]新型核电厂燃料抓取机设计研究及基于ANSYS的抗震分析[D]. 任文俊. 上海交通大学, 2016(01)