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非粘合柔性立管抗拉铠装条带应力计算模型及疲劳分析研究

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非粘合柔性立管抗拉铠装条带应力计算模型及疲劳分析研究

作者：曲自信大连理工大学

学位级别：硕士

随着油气行业逐步走向深海,将油气从海底输送到海面的平台或FPSO上的柔性立管得到越来越广泛的应用。相对于传统的刚性立管,柔性立管具有良好的抗腐蚀性和弯曲顺应性,适应更深的水深和更高的压力。然而,由于其自身结构的复杂性,其疲劳... 详细信息

随着油气行业逐步走向深海,将油气从海底输送到海面的平台或FPSO上的柔性立管得到越来越广泛的应用。相对于传统的刚性立管,柔性立管具有良好的抗腐蚀性和弯曲顺应性,适应更深的水深和更高的压力。然而,由于其自身结构的复杂性,其疲劳分析极为复杂。实验证明,柔性立管的疲劳主要表现在抗拉铠装层上。基于以上原因,本文研究了深海柔性立管抗拉铠装条带应力计算模型,并进行疲劳分析研究,内容主要涉及以下几个方面:1)对柔性立管进行简要概述并对研究现状进行总结。介绍了柔性立管的结构、各个层的作用、布置方式、失效模式。然后对柔性立管的应力计算模型及疲劳分析现状进行总结。2)使用ABAQUS软件进行有限元数值模拟,计算柔性立管在拉伸、压缩、顺时针扭转、逆时针扭转、弯曲载荷作用下的结构响应,并与试验结果、理论结果进行对比。3)根据张力梯度与摩擦力的关系,可以将条带所处的状态分为:粘附状态、部分滑移状态和完全滑移状态。应用返回映射算法,推导出柔性立管抗拉条带轴向应力的计算模型,并考虑剪切效应、泊松效应、弯曲导致的张力等的影响。通过ANSYS数值模型进行验证。4)提出柔性立管抗拉条带局部弯曲应力的通用计算模型,并考虑轴向应变对局部弯曲应力计算结果的影响。通过不同的简化条件可以简化为不同学者提出的简化模型,通过ANSYS数值模型对理论计算模型进行验证。5)计算柔性立管的疲劳。基于数值软件OrcaFlex计算南海某FPSO柔性立管在该海况的总体响应,然后用本文推导的抗拉条带应力计算模型进行条带应力的计算,利用雨流计数法对应力时程进行计数,并进行平均应力修正,最后采用S-N曲线法计算柔性立管的疲劳寿命。

关键词：非粘合柔性立管抗拉铠装条带应力计算模型疲劳分析

小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

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核科学与工程 2023年第4期43卷 952-959页

作者：严一鸣郝承明曲自信程杰范广铭王建军哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,... 详细信息

在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明:对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10^(-6)(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。

关键词：小型核动力装置抽真空冷启动含氧量

针对微孔涂层对反应堆压力容器下封头沸腾传热能力的强化作用的调查研究Simple

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科技视界 2020年第22期 89-93页

作者：黄山冉仁杰张笑天曲自信喻恒中国核动力研究设计院重点实验室

核电厂堆芯熔融事故工况下反应堆压力容器产生的高热载荷最高达到~106W/m2。核态沸腾是公认的移除热量的方法,能有效地将反应堆压力容器温度维持在800℃以下。随着先进反应堆的不断发展和升级,优化核态沸腾率和临界热流密度(CHF)成了堆... 详细信息

核电厂堆芯熔融事故工况下反应堆压力容器产生的高热载荷最高达到~106W/m2。核态沸腾是公认的移除热量的方法,能有效地将反应堆压力容器温度维持在800℃以下。随着先进反应堆的不断发展和升级,优化核态沸腾率和临界热流密度(CHF)成了堆芯熔化事故下成功实现反应堆压力容器非能动冷却的关键。本文重点研究运用合适的表面涂层来提升压力容器下封头核态沸腾率和临界热流密度(CHF)极限,使得压力容器能够抵御事故工况下的高热载荷。考虑到整体优化性能,材料的耐久性,制造和应用的难易程度,金属多孔材料被认为是最合适的反应堆压力容器外表面涂层材料。

关键词：核态沸腾临界热流密度(CHF) 压力容器下封头金属多孔材料

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内外肋骨型式对耐压壳体结构应力的影响分析

电子技术（上海） 2020年第10期49卷 189-191页

作者：曲自信陈爽欧阳斌颉利东喻巧中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川610213

分析表明,随着深海海域的开辟和资源勘探的需求,急需设计制造适合于深海作业勘探的装备,但深海极端环境对该类装备的结构强度提出了巨大的挑战。深海装备耐压结构以圆柱加球封头组合为主,辅以环形肋骨给予加强,而肋骨有内外之分,以某一... 详细信息

分析表明,随着深海海域的开辟和资源勘探的需求,急需设计制造适合于深海作业勘探的装备,但深海极端环境对该类装备的结构强度提出了巨大的挑战。深海装备耐压结构以圆柱加球封头组合为主,辅以环形肋骨给予加强,而肋骨有内外之分,以某一耐压结构为例,阐述了内外肋骨形式对耐压壳体结构应力的影响,从而对深海耐压结构的分析和设计提供参考。

关键词：控制技术耐压壳体肋骨形式结构设计

高温高压大流量阀门数字智能化测试平台开发与设计

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阀门 2023年第6期 653-659页

作者：郝承明谭术洋喻巧夏军宝曲自信孙冠宇张皓王艺颉利东中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

阀门作为核动力回路系统运行的关键设备,通过调节流量等作用承担系统安全运行功能,因此开发高温高压大流量阀门数字智能化测试平台用于系统仿真至关重要。本文建立系统回路管网数学模型与设备模型,并搭建系统仿真程序用以数字智能化测... 详细信息

阀门作为核动力回路系统运行的关键设备,通过调节流量等作用承担系统安全运行功能,因此开发高温高压大流量阀门数字智能化测试平台用于系统仿真至关重要。本文建立系统回路管网数学模型与设备模型,并搭建系统仿真程序用以数字智能化测试平台的设计开发。通过特定的回路系统构建,完成回路系统阻力、回路氮气稳压体积、回路蒸汽稳压排水量、回路升温升压过程、降温降压过程及流体阻断过程试验工况计算,并得出系统运行参数结果。针对特定系统内阀的调节,系统平台能够正确计算给出仿真结果并满足运行要求,验证了仿真平台的可行性。

关键词：阀门数字智能化测试平台回路系统仿真平台

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极地船舶与海冰作用方式及冰载荷求解概况

科技视界 2020年第22期 61-64页

作者：曲自信王昌朔苏桐黄山陶舒畅中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室

随着极地航道的开辟和资源的需求,急需设计制造适合于极地区域航行的船舶,但极地极端环境对极地船舶的结构强度提出了巨大的挑战。为此,本文梳理了极地船舶的基本概念,海冰对极地船舶的影响方式以及海冰的理论计算方法,总结并讨论国内... 详细信息

随着极地航道的开辟和资源的需求,急需设计制造适合于极地区域航行的船舶,但极地极端环境对极地船舶的结构强度提出了巨大的挑战。为此,本文梳理了极地船舶的基本概念,海冰对极地船舶的影响方式以及海冰的理论计算方法,总结并讨论国内外在相关结构强度分析方面的研究进展和技术难点。对极地船舶强度分析和设计提供一定的参考。

关键词：极地船舶船冰作用冰力求解

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核动力装置一回路自然循环能力最优化设计

哈尔滨商业大学学报（自然科学版） 2020年第6期36卷 715-721页

作者：郝承明曲自信赖建永喻巧张皓罗涵禹赵京孙燕梁铁波汪宇严思伟中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

采用粒子群优化算法,在保持一回路系统中各设备总体布置方式不变前提下,以一回路运行压力、堆芯冷却剂进出口温度以及蒸汽发生器压力为设计参数向量,对参考核动力系统的一回路自然循环能力进行了最优化设计.结果表明,当采用堆芯冷却剂... 详细信息

采用粒子群优化算法,在保持一回路系统中各设备总体布置方式不变前提下,以一回路运行压力、堆芯冷却剂进出口温度以及蒸汽发生器压力为设计参数向量,对参考核动力系统的一回路自然循环能力进行了最优化设计.结果表明,当采用堆芯冷却剂平均温度不变运行方案条件下,在计算参数范围内,适当增加一回路运行压力、降低堆芯冷却剂进口温度、增加蒸汽发生器压力,可使一回路自然循环能力增加约22.6%.

关键词：压水反应堆一回路系统自然循环粒子群算法敏感性分析优化设计

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反应堆安全壳氢气控制措施简介

科技视界 2020年第22期 94-97页

作者：陶舒畅叶竹秦婧曲自信颉利东中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室东方电气集团东方锅炉股份有限公司

在核电站严重事故中,燃料包壳(锆合金或者钢)与水蒸气反应以及压力容器外的堆芯熔融物与混凝土相互反应等过程都会产生大量的氢气,并经破口等释放到安全壳空间中。释放的氢气在安全壳内与水蒸气、空气混合会形成可燃性混合气体。在一定... 详细信息

在核电站严重事故中,燃料包壳(锆合金或者钢)与水蒸气反应以及压力容器外的堆芯熔融物与混凝土相互反应等过程都会产生大量的氢气,并经破口等释放到安全壳空间中。释放的氢气在安全壳内与水蒸气、空气混合会形成可燃性混合气体。在一定条件下,混合气体有发生爆燃甚至爆炸的风险。严重事故下,局部还可能在很短时间内达到较高的氢气浓度,从而导致局部爆炸,其所产生的高温以及压力冲击会危及安全壳的完整性和局部关键设备的有效性,放射性产物也可能会释放到外部环境中。本文详细论述了安全壳氢气控制的主要措施,比较了不同措施的特点,以便为安全壳氢气控制系统设计提供参考。

关键词：反应堆安全壳氢气控制

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基于深度学习的船用核动力管路系统故障诊断方法研究

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科技视界 2020年第15期 37-40页

作者：颉利东邬芝胜黄捷王禹曲自信中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

针对船载核动力反应堆管路特征参数选取严重依赖人工经验和诊断准确率低的问题,本文引入机器学习的思想,提出了一种基于卷积神经网络的船载核动力反应堆管路故障诊断方法,以提高船载核动力反应堆管路故障诊断的智能化水平。首先使用卷... 详细信息

针对船载核动力反应堆管路特征参数选取严重依赖人工经验和诊断准确率低的问题,本文引入机器学习的思想,提出了一种基于卷积神经网络的船载核动力反应堆管路故障诊断方法,以提高船载核动力反应堆管路故障诊断的智能化水平。首先使用卷积神经网络建立分类模型,并利用该模型对22类数据进行分类性能测试;然后提取反映管路运行状态的特征参数,输入深度学习分类器中进行诊断。使用现有管路故障诊断数据验证了本方法的实用性和有效性。

关键词：深度学习船用核动力管路系统故障诊断