Application of Peps in Stress Analysis of Nuclear Piping

According to the nuclear safety regulations, this paper discusses the mechanical analysis method for piping system. Peps program has advantages of stress analysis and evaluation for nuclear piping. First, this paper introduces the Peps software, and discusses the process of stress analysis and evaluation for nuclear piping using the general finite element software;Secondly, taking nuclear class 2/3 piping system as an example, it uses Peps4.0 program to calculate the piping stress in variety of working conditions, such as weight, pressure, thermal expansion, earthquake, time-history force, and etc. Finally, the paper calculates the maximum stress and stress ratio according to the ASME.

融合卡尔曼预测的改进KCF目标跟踪方法

针对核相关滤波器(KCF)跟踪算法在遮挡环境中存在跟踪漂移及跟踪失败的问题,提出融合卡尔曼预测的改进KCF跟踪方法。采用灰度图像和方向梯度直方图(HOG)特征融合用于检测目标位置;利用平均峰值相关能量(APCE)进行目标遮挡判断并在KCF算法上改进:若发生遮挡情况,则用卡尔曼滤波算法预测下一时刻的目标位置,并代替原KCF算法中的目标,防止跟踪漂移;若无遮挡出现,则用KCF算法继续跟踪,从而实现遮挡环境下目标的有效跟踪。采用OTB100数据集对视频长时间和遮挡序列进行跟踪实验。结果表明:论文算法与KCF算法对比,在遮挡情况下目标跟踪精度和成功率分别提升11.9%和13.4%,说明论文提出算法的成功率和跟踪精度均显著提高。

基于火灾燃烧特性及热解行为核级电缆试验分析研究

核电消防是核安全的重要组成部分,加强消防技术研究对于提升核安全消防水平至关重要。安全壳内操作平台是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文首先选取火灾场景内的可燃物核级电缆为研究对象,然后对核级电缆分别进行了燃烧试验以及热重试验,得到相关热参数,为电缆火灾发展蔓延模型的建立提供较为准确的数据支持,并将试验得到的核级电缆材料数据与民用PVC电缆进行对比,对核级电缆的火灾危险性进行了具体的分析。研究表明,加热速率、加热气氛对电缆的热分解影响较大,对于材料在高温下的火灾发生发展具有很好的预测价值。

冗余技术在NASPIC平台的应用研究

冗余是一种提高系统可靠性的手段,通过增加重复的组件或步骤来提高系统的容错性和稳定性。在关键技术、关键组件中添加额外的功能或备份,冗余技术可以实现在一个或多个组件出现故障时,确保系统的正常运行。经过对冗余技术在核安全级DCS龙鳞平台(NASPIC)的应用研究,介绍了冗余技术的概念、分类和冗余设计的原则,阐述了NASPIC平台的核心架构、运行机制和功能特点。通过分析处理器冗余、工作站冗余、通信冗余等技术在NASPIC平台的应用场景,总结了冗余技术在NASPIC平台的应用效果。

高温气冷堆主蒸汽管道标准化等级研究

管道等级表规定了管道、管件、法兰、垫片、紧固件等元件的材料、温度、压力、标准、尺寸规格等。高温气冷堆主蒸汽管道介质温度高、压力大,并且包括核安全级管道,与火电机组和压水堆相比,其对材料、标准的选用都有着更加严格的要求。以此管道系统为研究对象进行主蒸汽管道标准化等级研究,进而提出管道等级所应包含的主要内容及主要路线框架,并对管道等级关键技术、管道及组成件选用原则进行分析研究。

核级蝶阀的模糊故障树分析

为提高核级蝶阀的可靠性,引进模糊故障树的分析方法.建立核级蝶阀失效故障树,得到其最小割集,确定核级蝶阀在设计和运行阶段的薄弱环节,以采取提高可靠性的措施.提出可引用模糊故障树计算方法,对所建故障树进行定量计算,为核级蝶阀的合理维护提供参考依据.以密封圈损坏为例,得到密封圈损坏的概率为[0.005,0.024 9].

核电厂1E级电气设备鉴定试验研究

以相关标准及技术资料为基础,介绍了核电厂1E级电气设备鉴定的方法和原则。对核电厂设备鉴定的方法和试验程序以及国内试验条件进行了深入分析。研究表明,现阶段我国1E级电气设备应以型式试验法为主。文章还给出了鉴定试验流程、需提供的文件、试验项目及相关验收准则。

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。

核级主给水控制阀性能评估技术研究

针对核二级主给水控制阀抗震性能评估的要求,基于ASME规范和Femap+NX Nastran有限元平台,研究核阀虚拟性能评估技术。首先,针对直立式控制阀门的结构特点,提出了直立式控制阀执行机构力学模型,给出了结构风险评估及改进方法。然后,对于某型号控制阀进行仿真分析,通过实验数据和仿真数据的对比,验证了有限元分析技术的有效性;最后,对所设计的核二级主给水控制阀在地震载荷及设计组合载荷作用下的抗震性能进行分析。典型部位处的应力仿真结果与经验公式计算结果误差小于5%。仿真结果表明所设计阀门整体自振频率大于33 Hz,具有良好的抗震性能,并且各工况下阀门承受应力在许用应力范围内,满足设计要求。

基于FirmSys平台的核电厂成组控制研究及应用

华龙一号(HPR1000)防城港(FCG)二期工程单个机组基于核级仪控DCS控制的现场设备多达千个。如继续沿用一期工程的单个设备成组控制方式,不仅会增加设备组响应时间、影响操作效率,而且给操作员带来极大控制负担。基于防城港核电厂二期工程的设备控制功能统计,提出了应对控制设备数量多、联锁操作复杂的成组模式控制、成组指令控制和成组配置控制这三种成组方案,并基于自主化核级仪控平台——FirmSys平台,设计了对应的人机界面(HMI),以简洁、高效的接口形式辅助主控室的日常操作。目前,上述三种设备成组控制方案已应用到防城港3号和4号机组的工程设计中。该项控制方案为华龙一号机组首次应用,可为后续其他堆型机组实施成组控制提供参考和借鉴。

VRLA电池作为核电厂1E级蓄电池可行性探讨

核电厂采用1E级蓄电池为富液式铅酸蓄电池,而富液式蓄电池无法同时满足三代非能动核电站大电流和长时间放电性能要求。通过富液式铅酸蓄电池和阀控式铅酸蓄电池性能对比,结合核电厂1E级蓄电池的使用工况,从电池综合性能及安全性角度探讨了阀控式铅酸蓄电池作为核电厂1E级蓄电池可行性。

核级奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀研究

在核级奥氏体不锈钢无缝钢管晶间腐蚀试验的基础上,结合该不锈钢无缝钢管的生产制造工艺和敏化热处理过程,分析得出该无缝钢管在敏化热处理后的微观组织为γ奥氏体+δ铁素体+M23C6碳化物,M23C6碳化物大量析出而造成的晶界贫Cr是晶间腐蚀试验不合格的主要原因,且δ铁素体的存在对该核级奥氏体不锈钢无缝钢管的耐晶间腐蚀性存在不利影响。为保证该类型核级奥氏体不锈钢无缝钢管的晶间腐蚀性能,建议在满足化学成分设计要求的前提下优化元素含量配置和采取更为优异的固溶热处理制度。

核级电缆火灾危险性实验

采用锥形量热仪,以核级电缆为研究对象,实验测试核级电缆在不同外加热辐射、电缆护套厚度情况下在燃烧过程中的热释放速率、质量损失速率、烟气生成速率等燃烧特性。

10MW高温气冷实验堆氦气安全阀的设计与性能试验

10MW高温气冷实验堆(HTR-10)一回路安全泄放系统安装了两台核一级氦气安全阀,对反应堆一回路进行超压保护,是保证HTR-10安全的重要设备之一。本文介绍了氦气安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并按相关规范要求对其性能进行了实验验证。结果表明,安全阀的性能满足设计要求。

核安全一级管道应力计算程序比较

针对核电站项目的特殊性,按照RCC-M规范,以某稳压器先导管为例,比较Peps程序与SYSPIPE程序对某核安全一级管道的应力计算差别。计算结果表明,在O级工况下,SYSPIPE与Peps应力计算结果非常接近,最大应力比误差为1.9%;在A,D级工况下,SYSPIPE与Peps最大应力比计算结果误差分别为3.1%,3.2%,在管道设计与校核计算中需要重点关注;疲劳使用系数几乎为零,SYSPIPE与Peps计算结果相当。分析过程和计算结果为管道设计者和计算校核者提供一定的参考。

关于核级设备的静动态抗震试验的思考

核级设备必须通过抗震鉴定,抗震试验是能动设备的主要鉴定方法。美国ASME QME-1—2002提出可采用静力法。本工作论述静力法的使用要点、前提条件和使用限制,并提出静力法适用范围的建议。

基于BP神经网络的核安全文化星级评价体系

为了加强核电安全文化建设,本文提出了一种对核电安全文化进行科学、全面评价的方法。并根据核电安全文化的特点,以SMART准则为依据,从安全意识、安全价值观、安全行为、安全现状等方面确立了24项安全文化评价指标,提出了安全文化星级划分标准,并在Visual Basic 6.0平台上建立了基于BP神经网络的安全文化星级评价体系。通过泛化能力测试,该体系能准确地评价出核电安全文化发展到了什么阶段,具有良好的可行性和有效性,操作简便,易于推广。

基于鲁棒音阶特征和测度学习SVM的音乐和弦识别

和弦识别是音乐信息检索领域重要的研究内容之一,在信息处理、音乐结构分析以及推荐系统等方面具有重要的作用。为了降低人声对和弦进程的影响且恢复和弦所对应的谐波信息,文章分别对频谱中和弦所对应的谐波信息和人声信息进行建模,构建双目标优化问题,对和弦所对应的谐波信息进行有效重建,同时去除人声;其次,对谐波信息进行降维处理得到鲁棒性的音阶轮廓特征;最后为了提高支持向量机性能,文章采用测度学习的方法得到马氏距离,并使用马氏距离替换支持向量机的高斯核函数的欧氏距离,使得支持向量机的判别函数包含有数据的空间分布信息。最终实验结果表明,同基于现今流行的和弦识别算法相比,提出的和弦识别算法识别正确率提高3.5%~12.2%。

核安全级设备的热寿命鉴定研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级电气设备必须进行鉴定。尤其安全壳内的设备均要求进行寿命鉴定,电气设备主要考虑电气绝缘材料的热寿命。论文给出了一种简洁、客观,工程可行的评估方法。

核电厂安全系统软件设计及编码研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级数字设备必须对其硬件和软件进行鉴定。软件设计和编码是软件通过鉴定关键的一环。核安全级软件必须具备可确定性的特征,其设计和编码必须体现这一特征。对于核安全级软件设计和编码如何满足核安全要求的研究,是软件厂商和监管当局面临的问题之一。