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基于核电厂监测数据的源项评估方法研究
【机 构】
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哈尔滨工程大学
【出 处】
:
哈尔滨工程大学
【发表日期】
:
2020年期
【基金项目】
:
其他文献
核电厂主泵在高温高压的环境下长期不间断运行,既提供冷却剂的驱动力,又要保证一回路边界的完整,是核一级设备。其研发与制造的关键是可靠性设计、分析与验证,使主泵的可靠性水平达到规定的指标。主泵是典型的高价值、小子样、长寿命的机电结合的复杂产品。本文以核电厂轴封型主泵可靠性研究项目为背景,对主泵可靠性综合分析与闭环纠错技术进行研究,用于工程上主泵可靠性设计与分析。
首先,本文在调研主泵已有可靠性研究资料的基础上,论证提出了由功能模块与故障模式相结合的主泵可靠性建模新方法。分析了主泵功能模块与非功能失效
首先,本文在调研主泵已有可靠性研究资料的基础上,论证提出了由功能模块与故障模式相结合的主泵可靠性建模新方法。分析了主泵功能模块与非功能失效
对于压水堆核电站,蒸汽发生器传热管的流致振动是一个长期存在的问题,可能会引起传热管破损。因此,流致振动特性研究与疲劳寿命分析对核电站蒸汽发生器的安全分析具有重要意义。
本文基于ANSYSWorkbench平台,采用双向流固耦合计算的方法对全尺寸蒸汽发生器传热管弯头结构的流致振动特性与疲劳寿命进行了数值研究。本文先对直管的流致振动特性进行了不同湍流模型的验证计算,包括TransitionSST、Realizablek-e、低雷诺数k-e以及LES四种湍流模型。然后根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管的
本文基于ANSYSWorkbench平台,采用双向流固耦合计算的方法对全尺寸蒸汽发生器传热管弯头结构的流致振动特性与疲劳寿命进行了数值研究。本文先对直管的流致振动特性进行了不同湍流模型的验证计算,包括TransitionSST、Realizablek-e、低雷诺数k-e以及LES四种湍流模型。然后根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管的