基于EMD的核电站小支管振动研究

小支管振动是核电站管道系统的常见现象。根据国内外核电站运行经验,在剧烈振动下小支管与母管连接处的焊缝容易疲劳失效,导致输送介质泄露。由于小支管振动原因的复杂性,使得这类问题的解决非常困难。基于经验模态分解方法(EMD),以大亚湾核电站汽动给水泵系统一支管振动为例,将振动响应原始信号分解成若干个固有模式分量(IMF),选取与原始信号相关度高的分量进行信息重构,确定支管振动主频率。从测点振动信号幅频图可知,支管主振频率为145 Hz左右。结合CAESARII软件所计算的支管各阶固有频率结果,从而找出引起支管振动的原因。结果表明EMD方法能有效应用于核电站小支管振动分析。     

海底管道涡激振动疲劳可靠性分析

海底管道悬跨管段在波流联合作用下非常容易发生疲劳破坏,故提出管跨非线性涡激振动疲劳失效可靠性分析方法．通过多项Galerkin方法对海底管跨的涡激振动方程进行求解,获得系统的非线性动力响应;综合考虑管跨疲劳可靠性评估中相关参数和程序的不确定性,运用现代断裂力学的方法对管跨进行疲劳可靠性评估．分析了几个重要参数对管跨疲劳失效的影响程度,建立了基于裂纹扩展理论的海底管道疲劳可靠性分析的方法．通过实例计算与分析,验证了该方法的适用性和可靠性．     

两环路核电厂概率安全分析

秦山二期核电厂是两环路电功率为 ６００ ＭＷ的核电厂，而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路９００ＭＷ核电厂。本文以去掉一个环路的９００ＭＷ三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析（ＰＳＡ）。分析结果指出：１）只要满足确定论安全审查，两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性；２）参考的两环路核电厂堆熔频率为２．４２×１０－５／（堆年）；３）参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故（ＬＯＣＡ）和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。     

管材相贯接头焊材用量的参数化计算

针对导管架建造过程中存在大量管件相贯的焊接作业,对管件相贯焊材用量的计算进行了研究.在建立两管相贯线焊接坡口数学模型的基础上,用积分法在被切管的轴剖面上计算焊缝的截面在其相邻小角度内的焊缝体积,再在整个支管圆周内根据两面角选择不同的两面角模型分段积分求解总的焊材填充体积.对多管搭接类型先应用相贯线方程求出支管与各管相贯的角度区间,再按两管相贯方法进行计算.在此基础上结合其他一些常用的焊接接头类型开发了焊材计算软件,说明了软件使用方法,并对软件进行了测试计算.结果表明,该方法能够显著提高焊材用量计算的效率和精度,计算误差控制在3%以内.     

基于时域缩放的深水立管波致疲劳分析

推导出线性条件下深水立管的动力响应与有义波高之间的关系,并对其进行了非线性修正.据此采用时域缩放的方法得到立管的动力响应,进而进行疲劳分析,并与精确方法的计算结果进行了比较.结果表明,采用线性缩放计算得到的疲劳寿命较为保守,而采用指数缩放的结果更优,其误差在工程上可接受的范围之内.该方法可隐性考虑系统响应非线性的影响,且只需计算少量海况即可得到较为满意的结果,可以用来进行初始设计阶段立管的疲劳分析及疲劳参数的敏感性分析.在疲劳校核阶段,该方法依然适用,以最大有义波高下的响应作为基准进行缩放保证了计算结果的保守性.     

转子测量面形状误差对振动测量的影响

为了有效地识别振动信号中存在的虚假信号,采用全息谱方法对具有时间延迟和相位延迟的理想测量面和典型测量面形状误差转子的振动信号进行了理论分析和试验研究.同时,分析并讨论了两种情况下测量面形状误差引起的虚假振动信号对实际振动信号的影响,总结了两种情形下的振动和全息谱特征,得到了具有测量面形状误差的转子振动信号特征.通过试验和现场数据验证结果,与理论分析结果一致,从而为现场转子测量面形状误差的诊断提供了新的识别理论和方法.     

基于Maattanen模型的冰激疲劳寿命分析

基于ANSYS系统和海洋平台自激振动Maattanen模型,提出了计算冰激疲劳寿命的一种新方法,并开发了与ANSYS系统集成使用的计算程序。利用该程序可以实现对多自由度复杂平台结构的冰激动力精细分析,并能定量确定自激冰力、结构的动力响应和节点应力。运用该程序计算了实际平台的冰激振动响应和节点疲劳寿命,分析了不同冰力参数对平台自激振动响应的影响。对使用不同冰力模型计算出的平台疲劳寿命进行的对比结果表明,较高冰速下平台动力响应较小;自激振动是造成平台疲劳损伤的主要原因。计算结果与现场观测情况一致,这进一步验证了新计算方法的可靠性,为平台冰激疲劳设计提供了依据。     

基于双频驱动的科里奥利流量计诊断方法研究

科里奥利流量计依靠振动管检测流体流动.潜在的侵蚀或腐蚀会降低管壁厚度并影响其测量性能,严重情况下甚至可能导致结构完整性问题.由于管壁厚度直接影响其刚度,因此与刚度相关的诊断参数有助于识别潜在的测量和完整性问题.在假设的单自由度(SDOF)系统基础上,使用Matlab Simulink构建仿真模型,并使用双频驱动的方法计算刚度诊断参数;基于仿真结果,在数字信号处理(DSP)开发板中实现了控制回路及相关信号处理算法;使用正交解调算法并结合特殊设计的滤波器分离共振和非共振的响应信号,并实时计算振动管的刚度参数;为了设计实验,建立了振动管的有限元仿真模型,得到了刚度与力之间的关系;利用试验机对振动管施加轴向拉力和压力验证算法.实验结果表明:双频驱动的方法可以计算出振动管的刚度诊断参数,该方法可以为实际应用提供有用的诊断信息.     

池式钠冷快堆双环路12%差异非对称功率运行及流量调节缓解工况的三维数值模拟

双环路池式钠冷快堆在部分事故运行工况下,堆本体内一回路的两组环路可能出现非对称功率运行工况,使得钠池内出现特殊的非对称三维热工分布特征,对核电厂的正常运行产生一定影响。基于三维数值模拟方法,对池式钠冷快堆进行全尺寸一体化计算,模拟当一回路两个环路的冷却功率不相等时,一回路主热传输系统的三维热工水力变化。并分析流量分配调节措施对池内非对称运行现象的缓解效果,获取钠池内整体三维温度、流动分布特性。计算结果表明,两环路在12%冷却功率差异的非对称运行条件下,两环路中间热交换器(intermediate heat exchanger, IHX)出口温差可达20℃,经适当的流量分配调节后,可补偿冷却功率差异造成的非对称现象,在较高运行功率下两个环路的温度场可以形成基本稳定的对称分布,两环路IHX出口温差仅约3℃,双环路非对称效应得到有效缓解,关键区域和部件的热工参数可以满足安全要求。三维计算结果是对现有一维、二维计算程序的有力补充,可为核电厂设计、运行提供三维数值参考。     

基于Longuet-Higgins分布的深水立管疲劳分析

利用Longuet-Higgins分布将表征长期海况的波浪散布图分解为单个规则波的散布图,以此进行深水立管的疲劳分析,并与雨流法的计算结果进行了比较.结果表明：波浪散布图的离散应充分考虑系统响应的影响;若将波浪散布图离散得较为理想,则采用该方法计算得到的疲劳寿命将和雨流法的结果非常接近,且离散的越精细,其结果也和雨流法的越接近.该方法计算速度快、占用硬盘空间少,可用于实际工程中深水立管的疲劳分析.     

CPR1000核电站主管道自动焊技术的工程实施

自动焊是一项先进的焊接技术,其应用在核电站主管道焊接上,可大大提高主管道焊接质量,降低劳动强度,最大限度地降低人因对焊接质量的影响。主管道自动焊技术在CPR1000核电站的应用,其工程实施方法与传统手工焊的实施方法有较大区别。本文根据宁德核电站、阳江核电站、红沿河核电站主管道自动焊现场实际情况,详细论述自动焊技术在CPR1000核电站主管道上的实施。     

秦山二期核电站的自主创新

论述了秦山二期核电工程主要的自主创新内容,包括新的堆芯设计,为此进行的试验研究和计算分析,以及为新堆所作的流致振动试验、分析和堆上实测;针对二环路的安全系统的改进及相应的安全分析,以提高其安全冗余度;根据二环路的特点对核电站的参数及其配套的设备设计进行了优化,使得核电站的出力达到最大;主厂房和常规岛厂房根据二环路及厂址的特点进行了创新。自主研制了控制棒驱动机构和装卸料机,其性能超出了设计指标;采取多种方法式使大部分主设备实施国产化。在土建安装上实施了穹顶整体吊装。在调试方面实施了汽轮发电机组的非核蒸汽冲转     

高强螺栓球节点常幅疲劳性能试验研究及计算

对螺栓球节点网架中高强螺栓的常幅疲劳性能展开了相关的理论与试验研究。利用稳定、可靠的疲劳试验加载装置和Amsler疲劳试验机对高强螺栓的疲劳性能进行试验;并将试验结果与国内相似研究成果进行对比分析,得出了合理的高强螺栓球节点常幅疲劳设计方法。研究结果可为高强螺栓球网架的设计及疲劳验算提供参考。     

不同动量比对T型管冷热流体掺混及管道热疲劳的影响

为探究主支管流体不同动量比对T型管道内冷热流体掺混过程及管道热疲劳程度的影响，通过对T型管内不同主支管流体动量比工况下冷热流体的掺混过程进行大涡模拟（LES），计算得到管道壁面及管道内流体的温度波动情况，并使用同一套T型管网格模型进行了流固耦合计算，得到了动量比对T型管道热应力及热疲劳寿命的影响规律。计算结果表明，当动量比变化使得T型管内流体的搅混流型发生变化时，动量比对管道热疲劳的影响明显，其中，搅混流型为偏转流时，管道的热疲劳现象相较于搅混流型为壁面流的热疲劳现象得到明显的改善，预测热疲劳寿命从8.81×10^-4年提高到5.40×10¹⁵年。因此，随着主支管流体动量比的降低，流体搅混流型从壁面流转变为偏转流，管道的热疲劳寿命得到明显提高。     

基于浮动式核电站的严重事故源项分析评估技术体系研究

目前针对陆地核电站严重事故开展的源项分析不完全适用于浮动式核电站。以浮动核电站严重事故为研究领域,基于对国内外核电站、研究堆、船用堆源项分析方法和后果评价方法的相关研究,根据浮动核电站的特点,确定了严重事故源项分析计算软件和计算方法,构建出源项分析技术路线图,从而建立了基于浮动核电站严重事故的“MELCOR耦合FLUENT-MACCS”源项评估技术体系。为浮动式核电站的安全运行、安全审评及环境评价提供放射性源项方面的数据支持,为核应急决策提供进一步的理论基础。     

宁德核电站1号机组堆芯吊篮梁型振动特性研究

核电站反应堆堆芯吊篮的振动在一定范围内是允许的;但其异常振动可能会导致故障甚至事故的发生。掌握核电站堆芯吊篮振动特性能够对核电站的安全运行提供保障。运用中子噪声分析技术,对宁德核电站1号机组多个燃料循环周期内的堆外中子噪声信号的自功率谱、互功率谱和相干、相位进行了分析,得到了吊篮梁型振动频率和中子噪声信号峰功率均方根值变化趋势。对核电站堆芯吊篮梁型振动特性的研究成果,为堆芯吊篮早期故障诊断奠定了基础。     

自动喷水灭火系统设计流量计算方法

指出了目前自动喷水灭火系统水力计算方法的适用条件,根据水力学原理分析了自动喷水灭火系统作用面积内各喷头流量之间的比例关系,提出了适用于管路及喷头"不规则布置"的自动喷水灭火系统设计流量的计算方法,可精确计算自动喷水灭火系统的设计流量.     

高层建筑结构的自振周期的计算与实测

从计算与实测的角度,分别介绍了获取建筑结构自振周期的几种主要方法．简述了周期计算方法适用范围;着重介绍了结构周期实测的脉动分析法,并将该方法与其它两种周期实测方法进行了比较,指出了方法所得实测结果差异的实质．最后通过计算周期与实测周期的比较分析,指出了对计算周期进行折减的必要性以及周期计算经验公式的作用．     

锅炉锅筒在实测边界条件下的应力场三维有限元分析

通常,锅炉锅筒的疲劳寿命估算是基于简化边界条件和初始条件的．文中针对某电站的实际运行参数对其３００ＭＷ机组锅炉锅筒的应力场进行了三维有限元分析及疲劳寿命估算．对传统的疲劳寿命计算方法提出了改进建议．     

测速齿盘偏心对扭振测试误差影响的研究

通过分析齿盘偏心引起的伪扭振信号特征，提出用测速齿盘静态偏心计算伪扭振信号的方法，根据计算结果对相应的谐次分量进行修正，从而给出了消除误差的信号合成处理方法．利用提出的计算方法对某型履带车辆扭振测试结果进行了计算和分析，并利用提出的信号合成处理方法对实测的结果进行了修正，提高了扭振的测试准确度．