安全壳喷淋泵的模态分析与试验验证

利用ANSYS有限元程序对安全壳喷淋泵进行模态分析,获得该结构的自振频率和振型;对安全壳喷淋泵进行动力特性测试并与分析结构进行比较。结果表明:理论计算的自振频率和振型与试验结果吻合较好,验证了该模型的有效性。     

钠雾火试验结果及与雾火程序计算的比较分析

钠雾火试验在一个体积为2.4 m~3的封闭容器内进行,用于分析雾状钠火的热动力学后果。250℃的液态钠在电磁泵的驱动下经过直径为2.4mm的喷头呈液滴喷出形成雾状钠火,喷头与容器底部的距离为1.35m,钠喷射流量约14.85g/s,喷射持续78s,试验测得容器内的气体在78s时达到最高压力41kPa,113s时达到最高温度190℃。将试验数据和利用基于雾状钠火计算程序(NACOM)编制的计算程序计算得到的数据进行了对比和分析。结果表明:当将钠喷射的流量修正为3.83g/s、容器壁的总传热系数修正为9.6 W/(m~2·K)时,钠喷射期间,计算压力大于试验压力,钠喷射结束后,计算的压力变化曲线和试验所得的压力变化曲线吻合较好;而计算所得的温度曲线和试验测得的温度曲线有较大差异,理论上容器内的温度在第78s时达到最大值303℃,分析认为是因为热电偶测量的温度存在滞后现象。     

西安脉冲堆计算值和实测结果分析

介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率（2MW）下连续运行了72小时，证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较，证明计算程序可靠，具有较高精度。西安脉冲堆理论计算值与实验测量值符合较好，完全满足工程设计要求，实验测量结果达到了设计指标的要求。     

大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响.在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量.本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议.     

核岛机械设备焊接工艺评定中冲击试验优化要求分析

NB/T 20002.3规定,热影响区冲击试样缺口轴线距熔合线1 mm处制取,对于重要的Mn Mo Ni调质钢制造的1级部件,还应在缺口轴线距熔合线4 mm处进行附加的试验。从大量冲击试验数据、相关标准和要求、热影响区的组织和性能特点3个方面进行分析,结果表明,核岛机械设备焊接工艺评定中冲击试验优化要求是合理的。     

液体晃动有限元模态分析及试验研究

通过试验分析和数值仿真,研究了水平圆柱形贮箱内液体横向晃动特性.分析了贮藏箱在各种充液比下液体的晃动特性,利用扫描式激光测振仪结合试验设计较好地解决了液面波形直接测量的问题.通过有限元软件Ansys 较好地模拟出液体低阶晃动振型和高阶局部振动情况,并通过虚拟质量法校核液体横向晃动低阶频率值.将有限元计算结果与试验实测结果进行了比较,发现两种方法对比研究能较好地解决这类液体系统模态分析问题.     

低水平放射性核素分析过程的质量控制与结果的质量评价

一、前言随着化学分离和核辐射探测技术的发展,低水平核素的分析技术迅速发展,并已广泛地应用于环境监测、放射医学、海洋学、地球化学和考古学等领域中。目前,采用现代的放射化学方法分析各种样品中绝大多数放射性核素的含量已经不是十分困难的事情。但是由于这一技术的广泛应用,分析的任务常常超越了单个实验室的范围,如何获得准确一致的分析结果已成为广大的分析监测人员和各国的实验室共同关心的问题。众所周知,在不同实验室中获得准确一致的常量元素的分析结果往往是困难的,而准确地     

大型汽轮发电机定子绕组端部模态试验与分析

文章介绍了引进美国西屋公司技术制造的650 M W汽轮发电机端部刚-柔绑扎固定结构,论述了发电机定子绕组端部模态试验和端部水电接头鼻端、引出线固有频率测试的原理、方法和评定标准,并对实测数据进行了分析,对运行维护具有一定指导意义。     

萃取过程稳态计算中影响计算结果准确度的因素

一、前言 迄今,在已开发的各种计算萃取器浓度分布的模型中,最有代表性的是PUMA模型和SEPHIS模型。 本文采用的MPUMA(Modified PUMA)模型是在PUMA模型和SEPHIS模型的基础上,探讨了进一步提高计算精度的途径。主要的改进有两点:1)为了消除萃取传质过程两相体积变化对计算精度的影响,在各种组分的平衡计算中,用重量摩尔浓度(mol/kg)代替体积摩尔浓度(mol/l);2)降低运算过程的迭代误差。上述计算以Purex流程的1A萃取器为对象,在IBM-PC微机上,利用自编的FORTRAN语言程序来进行,并将其运算结果与按PUMA模型和SEPHIS模型计算结果以及实验测定值作了比较。     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

核素在非饱和黄土介质中迁移的环境模拟试验结果的拟合与分析

本文简要介绍了核素＾６０Ｃｏ，＾８５Ｓｒ和＾１３７Ｃｓ在非饱和黄土介质中迁移的环境模拟试验结果。文中简述了试验的模拟装置和方法，给出了主要的试验结果，包括２号土柱与４号土柱黄土和＾８５Ｓｒ比活度垂直分布的直接测量结果和４号柱黄土中＾６０Ｃｏ和＾１３７Ｃｓ比活度垂直分布的取样测量结果。对模拟试验测量数据进行了拟合与分析，得到了＾８５Ｓｒ比活度垂直分布的质心坐系ｚ０（ｔ）随试验时间ｔ的变化关系，给出了     

基于变分模态分解和互相关分析的旋转机械信号降噪研究

为了提取核电旋转机械轴振信号中的有效成分,本文基于小波阈值去噪法、变分模态分解和互相关分析法,提出了一套适用于轴振信号降噪的流程并进行了验证。首先,使用小波阈值去噪法对原始轴振信号进行预处理,以减少高频噪声的影响,提高模态分解的精度。其次,使用变分模态分解对预处理后的轴振信号进行分析,将得到的各个模态函数分量与预处理后的轴振信号之间进行互相关分析,并根据预先设定的系数阈值完成有用信号主导的模态函数分量的筛选。最后,通过信号重构得到降噪后的轴振信号。依据模拟轴振信号的降噪结果可知,与经验模态分解和集合经验模态分解法相比,基于变分模态分解法得到的降噪后信号含噪声更少,降噪效果更优。     

核电厂汽轮机热力性能试验计算与分析

小误差热平衡法可解决汽轮机湿蒸汽区计算难题,汽轮机特征通流面积法可用于汽轮机的通流部分性能计算和分析.本文采用小误差热平衡法和汽轮机特征通流面积法对核电汽轮机热力性能试验计算进行分析研究,并通过岭澳核电站二期3号汽轮机性能试验进行验证.结果表明,该方法计算结果精确、可靠.     

设备鉴定试验和相关标准

文章介绍了设备鉴定的目的和基本方法,归纳了采用试验法鉴定时应进行的主要试验、试验顺序和试验要求,简述了我国已有鉴定标准的现状、存在问题并提出了解决办法,并就标准中的一些技术问题给出了建议,包括与使用条件、热老化、设计基准事件、运行基准地震、严重事故等相关的建议。     

中波发射台周围地面场强计算结果与实测值比较分析

以某8塔共址的中波发射台为例,对多个不同发射功率的发射塔同时运行时地面电场强度进行40 V/m等值线标准方法的计算与实测。结果显示,仅2座发射功率≥50 kW发射塔周围可实测到40 V/m等值线,实测值与国家环境行业标准规定方法计算结果相差约30%。     

结合几何的MCNP计算结果可视化分析系统的研究与实现

蒙特卡罗粒子输运程序MCNP在分析复杂例题的模拟计算结果数据时,具有分析过程不直观、效率低等问题。FDS团队结合科学计算可视化技术、GPU(图形处理器)可视化编程技术,以及本团队自动建模系统MCAM的反向转换引擎,自主研发了集数据分类提取、图形化管理以及结合几何的三维数据可视化分析功能于一体的MCNP计算结果可视化分析系统。以国际热核实验堆ITER为代表的大量测试结果表明,该系统显著提高了数据的利用率和分析效率。     

液态金属传热试验回路管道系统的应力分析和计算

该试验回路工质为液态金属，额定运行工况下，回路热段的运行温度为600℃，冷段运行温度为400℃。在两种特定流程的运行情况下，热段运行温度为600℃，而冷段运行温度为500℃。计算压力为0．5MPa。管道材料全部为316不锈钢。     

大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统

简单介绍了大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统。这些系统包括反应堆芯系统(COR)、长棒控制系统(RGL)、堆芯测量系统(RIC)、堆外核测仪表系统(RPN),失水事故监视系统(LSS)、集中数据处理系统(KIT)和试验数据采集系统(KDO)。此外,对于其他系统,例如反应堆冷却系统(RCP)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆硼和水补给系统(REA)、核取样系统(REN)及反应堆控制系统(RRC)等,仅对与硼浓度的调节与估算有关内容作了说明。对这些系统的了解不仅可以熟悉它们的作用和功能,更能对堆芯物理试验的原理、步骤、注意事项和技术关键加深理解,也能对试验结果作进一步分析有所帮助。     

大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统

简单介绍了大亚湾核电站堆芯结构和与物理试验相关的重要系统。这些系统包括反应堆芯系统(COR)、长棒控制系统(RGL)、堆芯测量系统(RIC)、堆外核测仪表系统(RPN),失水事故监视系统(LSS)、集中数据处理系统(KIT)和试验数据采集系统(KDO)。此外,对于其他系统,例如反应堆冷却系统(RCP)、化学和容积控制系统