检索结果-内蒙古大学图书馆

振动与冲击 2024年第4期43卷 38-44,114页

作者：高鹏闫明张权杜志鹏沈阳工业大学机械工程学院沈阳110870 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 海军研究院北京100161

为研究舰船板架在水下爆炸冲击波载荷作用下的变形及破损,结合现有试验数据,采用仿真和数据拟合的方法,展开了均布载荷下板架边界撕裂损伤的相似准数研究。首先,结合理论和数据分析得出,板架边界撕裂时的初始响应速度与破坏模式密切相关... 详细信息

为研究舰船板架在水下爆炸冲击波载荷作用下的变形及破损,结合现有试验数据,采用仿真和数据拟合的方法,展开了均布载荷下板架边界撕裂损伤的相似准数研究。首先,结合理论和数据分析得出,板架边界撕裂时的初始响应速度与破坏模式密切相关,且可清晰描述板架的不同毁伤模式;进一步通过仿真得出断裂应变、板厚、长宽比是影响板架边界撕裂的重要参量;最后,基于量纲理论建立了用于判定板架边界撕裂毁伤的拟合函数,并根据战场舰船损伤实例验证了该函数的有效性。研究结果表明,基于初始响应速度和考虑断裂应变等参量的无量纲数构建板架边界撕裂毁伤判据的方法是可行的,为舰船板架的毁伤相似研究提供了参考。

关键词：撕裂损伤无量纲参量初始响应速度舰船板架

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熔融物碎片床冷却特性分析程序开发与应用

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核动力工程 2023年第5期44卷 47-53页

作者：方昱杨生兴宫厚军昝元锋杨祖毛卓文彬中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性,开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础,应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程,采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对... 详细信息

为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性,开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础,应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程,采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对方程进行离散、求解。应用TUTU、COOLOCE、STYX实验结果,从两相流动及干涸热流密度(DHF)2个方面对模型进行验证,发现Hu&Theofanous模型和Reed模型对于粒径相对较大的碎片床的两相流动预测结果较好,而Lipinski模型对小颗粒碎片床的低压DHF的预测精度较高。利用程序对压水堆严重事故条件下熔融物碎片床的冷却能力进行预测,在1 MW/m3颗粒释热率、顶部水池淹没条件下,碎片床可被冷却高度为0.56 m;采用自然循环驱动底部注水冷却方式,碎片床可被冷却高度升至0.85 m。

关键词：严重事故碎片床多孔介质沸腾传热干涸热流密度(DHF)

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核反应堆有效增殖系数深度学习直接搜索求解方法

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核动力工程 2023年第5期44卷 6-14页

作者：刘东唐雷安萍张斌江勇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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213

求解有效增殖系数(k_(eff))是核反应堆临界计算的基本问题,目前业界普遍采用源迭代方法进行求解。本文基于人工智能深度学习方法求解微分方程的基础理论,提出将k_(eff)与神经网络各神经元权重共同作为机器学习优化参数,针对将神经网络... 详细信息

求解有效增殖系数(k_(eff))是核反应堆临界计算的基本问题,目前业界普遍采用源迭代方法进行求解。本文基于人工智能深度学习方法求解微分方程的基础理论,提出将k_(eff)与神经网络各神经元权重共同作为机器学习优化参数,针对将神经网络函数代入中子学微分方程形成的加权损失函数进行深度学习计算,同时进行中子注量率逼近与k_(eff)直接搜索求解的新方法。讨论了中子学微分方程特征值数理形式、初始神经网络设定方法、损失函数加权因子、收敛准则等影响深度学习性能的重要因素及相应的性能提升策略;通过多种算例的数值计算验证了该方法的正确性,以及学习性能提升策略的有效性。研究成果为核反应堆求解k_(eff)这一中子学物理重要科学问题探索出了一条新的技术途径。

关键词：有效增殖系数人工智能深度学习方法中子学微分方程加权损失函数性能提升策略

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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

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原子能科学技术 2022年第S01期56卷 83-91页

作者：熊夫睿沈平川王新军叶献辉张毅雄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

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 详细信息

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。

关键词：华龙一号反应堆冷却剂系统抗震分析载荷环境

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Fe+Cr及Si含量对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响

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核动力工程 2024年第3期45卷 146-153页

作者：岳慧芳庞华高博高士鑫罗倩倩赵艳丽蒋有荣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 国核宝钛锆业股份公司陕西省核级锆材重点实验室陕西宝鸡721013

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt... 详细信息

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt%,wt%表示质量分数),Fe+Cr含量越高,析出的第二相数目越多、尺寸越大,越有利于材料耐腐蚀性能提升。在420℃水蒸气中腐蚀126 d后,当Fe+Cr含量从0.28 wt%增加到0.37 wt%时,Zr-4合金的腐蚀增重降低约30%。Zr-4合金在1100℃淬火时,当Si含量低至10 mg/kg时,形成粗大的平行板条结构;而增加Si含量到100 mg/kg后,析出的细小Zr_(3)Si为α相提供形核位置,使得组织中出现网篮结构和细小的平行板条结构。网篮结构能促使组织中第二相分布更均匀弥散,因此,高Si含量的Zr-4合金表现出更优良的耐腐蚀性能。

关键词： Zr-4合金 Fe+Cr含量 Si含量耐腐蚀性能

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基于高频方波电压注入的同步磁阻型特种电机无传感器控制方法研究

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核动力工程 2023年第S2期44卷 80-85页

作者：刘依依彭仁勇王昭苏王春蕾陈美远余海涛唐诗涵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

针对同步磁阻(SynR)型特种电机在高温高压、强辐射的工况下,位置传感器对转子位置检测容易出现失灵或者检测误差较大的现象,提出一种不需要依靠位置传感器就可以将SynR型特种电机位置检测出来的无传感器控制方法。该方法在矢量控制的基... 详细信息

针对同步磁阻(SynR)型特种电机在高温高压、强辐射的工况下,位置传感器对转子位置检测容易出现失灵或者检测误差较大的现象,提出一种不需要依靠位置传感器就可以将SynR型特种电机位置检测出来的无传感器控制方法。该方法在矢量控制的基础上通过向估计的d轴注入正负交替的高频方波电压信号,在估计的q轴会产生相应的高频响应电流,高频响应电流中包含有电机转子位置信息,将高频响应电流通过转子位置观测器就可以将转子的位置信息估算出来,实现对SynR型特种电机的无传感器控制。仿真结果表明,所提出的方法可以实现在高温高压强辐射工况下无位置传感器时对SynR型特种电机的精准控制,具有收敛速度快、精度高,易于工程实现等优点。

关键词：同步磁阻(SynR) 特种电机无传感器控制高频方波电压注入

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数字化核仪表系统样机堆上试验及验证

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核动力工程 2022年第2期43卷 226-231页

作者：王银丽何正熙包超高志宇武文超罗庭芳喻恒罗炜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 中国核动力研究设计院成都610213

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、... 详细信息

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据。试验结果表明,中子探测器与信号调理和处理样机配合良好,整套系统样机运行稳定可靠。

关键词：数字化核仪表系统中子探测器安装堆上试验

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高温钠热管间歇沸腾换热特性分析

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核技术 2025年第3期48卷 155-162页

作者：王岩马誉高马在勇潘良明朱隆祥唐思邈连强重庆大学低品位能源与利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 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

热管作为一种将蒸发和冷凝相结合的高效传热元件,被广泛应用于核能和航空航天等领域。热管若发生间歇沸腾将造成温度波动,进而影响整个热管冷却反应堆的安全。针对钠热管在不同充液量的情况下间歇沸腾的换热特性开展实验和理论的研究。... 详细信息

热管作为一种将蒸发和冷凝相结合的高效传热元件,被广泛应用于核能和航空航天等领域。热管若发生间歇沸腾将造成温度波动,进而影响整个热管冷却反应堆的安全。针对钠热管在不同充液量的情况下间歇沸腾的换热特性开展实验和理论的研究。实验方面,搭建了高温钠热管加热的实验台,研究了以液态金属钠为工质的热管在不同的液面深度和不同的丝网目数下其蒸发段的换热特性。理论方面,在实验数据的基础上,分析了不同充液量、不同丝网目数的对蒸发段换热系数的影响,并提出了钠热管在单相对流区和间歇沸腾区的蒸发段换热系数的模型。结果表明:热管发生间歇沸腾时,其换热性能要远低于正常运行时的换热性能。

关键词：高温钠热管间歇沸腾蒸发段换热系数换热性能

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核级管道强动态载荷传递特性研究

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核动力工程 2023年第S2期44卷 98-103页

作者：卢喜丰王新军熊夫睿白晓明何风李柄锦杨康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

基于管道材料在不同温度和应变率下的力学性能构建了应变率相关弹塑性本构模型,通过对管道跌落试验进行仿真得到影响弹塑性分析精度的主要因素,构建了基于应变率相关本构模型的弹塑性动态载荷传递分析方法。应用该方法开展管道动态响应... 详细信息

基于管道材料在不同温度和应变率下的力学性能构建了应变率相关弹塑性本构模型,通过对管道跌落试验进行仿真得到影响弹塑性分析精度的主要因素,构建了基于应变率相关本构模型的弹塑性动态载荷传递分析方法。应用该方法开展管道动态响应分析,将响应加速度、应力等计算结果与弹性分析结果进行对比。结果显示,弹塑性分析可有效降低结构响应,既可确保结构在强动态载荷下的安全性,又可降低结构设计难度,可应用于管道系统强动态载荷传递分析。

关键词：管道强动态载荷传递特性应变率效应

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多物理场耦合TRISO颗粒堆内行为研究

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原子能科学技术 2022年第S01期56卷 100-108页

作者：刘仕超周毅李垣明唐昌兵路怀玉廖楠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610041

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆内行为,本文通过设置边界条件,定义燃料材料物性模型,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO颗粒的多物理场计算方法,应用三维有限元平台对TRISO颗粒的堆内行为进行分析。结果表明,TRISO颗粒核芯温度随核芯功率增大而增大,但相应的温度梯度绝对值变化较小;颗粒中疏松热解碳层(Buffer层)与内致密热解碳(IPyC)层产生间隙,且寿期末间隙尺寸随核芯功率增大而降低;TRISO颗粒中IPyC层受到较大拉应力,而SiC层只有在较高的核芯功率下,才会受到拉应力,且最大拉应力随核芯功率增大而增大,这导致高核芯功率下SiC层的失效概率达到2.2×10^(-6)。SiC层对^(110)Ag、^(90)Sr、^(137)Cs等裂变产物具有优良的包容能力,在寿期末,SiC层以外几乎不存在裂变产物,这验证了TRISO颗粒在堆内的安全性能。

关键词： TRISO颗粒堆内行为裂变产物分布辐照变形

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