检索结果-内蒙古大学图书馆

2016年全国环境敏感断裂学术研讨会

作者：吴欣强谭季波韩恩厚柯伟刘晓强徐雪莲中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室中国科学院金属研究所上海核工程研究设计院

压水堆(PWRs)核电站设备的服役弱(老)化问题贯穿电站的整个寿命周期，特别是一回路压力边界的设计、管理和寿命评价是影响整个核电站运行安全性和经济性的关键.核电设备的服役损伤与寿命评价主要基于其材料性能数据的积累、环境失效机...

压水堆(PWRs)核电站设备的服役弱(老)化问题贯穿电站的整个寿命周期，特别是一回路压力边界的设计、管理和寿命评价是影响整个核电站运行安全性和经济性的关键.核电设备的服役损伤与寿命评价主要基于其材料性能数据的积累、环境失效机制的理解和评价模型或方法的构建.目前广泛应用的ASME 疲劳设计曲线并未充分考虑环境、载荷、材料交互作用的影响.2007 年美国NRC 颁布了RG1.207 导则，要求新建核反应堆结构材料的疲劳评估分析必须考虑环境促进疲劳(EAF)效应，推荐采用环境疲劳校正因子Fen 计算核电站构件疲劳累积损伤因子，给设计、业主、监管、研究等单位提出了新的挑战.因此，研究国产PWR 核电站关键设备材料的环境疲劳损伤机理、Fen 模型及评价方法，对我国核电站安全设计、运行与寿命评估，有重要意义.

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低价值控制棒中子吸收体材料燃耗相关数据的制作及验证研究

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核科学与工程 2014年第3期34卷 369-376页

作者：杨伟焱毕光文杨波汤春桃上海核工程研究设计院堆芯设计所上海200233

本文从燃耗方程出发给出了燃耗计算相关数据的内容,提出了使用蒙卡燃耗计算程序作为基准程序进行燃耗计算相关数据制作和验证的方法。应用该方法制作了低价值控制棒中子吸收体材料铽(Tb)和镝(Dy)同位素燃耗计算相关数据。数值计算结果表... 详细信息

本文从燃耗方程出发给出了燃耗计算相关数据的内容,提出了使用蒙卡燃耗计算程序作为基准程序进行燃耗计算相关数据制作和验证的方法。应用该方法制作了低价值控制棒中子吸收体材料铽(Tb)和镝(Dy)同位素燃耗计算相关数据。数值计算结果表明,新制作的燃耗计算相关数据具有很高的计算精度。最终给出了满足低价值控制棒中子吸收价值要求的铽镝合金设计方案的计算结果。

关键词：低价值控制棒中子吸收体材料燃耗链

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基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度

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机械工程材料 2015年第1期39卷 98-101,106页

作者：惠虎王佳欢王仙河曹昱澎杨帆华东理工大学承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237 博斯特(上海)有限公司上海201613 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢... 详细信息

针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢主曲线的参考温度为-154℃;经过20万h的运行,该钢仍具有充足的韧性;验证了主曲线方法对非核电用2.25Cr-1Mo钢的适用性。

关键词： 2.25Cr-1Mo钢主曲线韧脆转变区断裂韧性

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核电厂半管运行主管道临界液位研究

核电厂半管运行主管道临界液位研究

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第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会

作者：武心壮黄秀杰夏栓穆阳王进仕上海核工程研究设计院西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室

核电厂反应堆冷却剂系统在半管运行期间,余热排出系统吸入管口进气将直接影响反应堆的安全。本文搭建了半管运行试验系统,在不同T型管嘴长度和进水流量下,针对吸入管口出现的不同现象进行了可视化研究,在主管道液位下降的过程中观察到... 详细信息

核电厂反应堆冷却剂系统在半管运行期间,余热排出系统吸入管口进气将直接影响反应堆的安全。本文搭建了半管运行试验系统,在不同T型管嘴长度和进水流量下,针对吸入管口出现的不同现象进行了可视化研究,在主管道液位下降的过程中观察到漩涡形成、临界液位和大量进气三个典型阶段。同时,通过液位计测得了临界液位,分析了T型管嘴长度和流量对临界液位的影响规律,并基于Fr数给出了具有保守裕量的无量纲临界液位的包络曲线关联式,多数计算值和试验值吻合的较好,误差基本在±5%以内。

关键词：半管运行临界液位 Fr数,漩涡

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饮用水中氯代乙酰胺的细胞毒性和遗传毒性

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同济大学学报（自然科学版） 2014年第12期42卷 1873-1878页

作者：庞维海杨帆楚文海尹大强同济大学长江水环境教育部重点实验室上海200092 上海核工程研究设计院上海200233

通过细胞增殖实验、单细胞凝胶电泳实验、细胞凋亡实验和细胞周期阻滞实验分别测定了3种氯代乙酰胺(CAcAms)的细胞毒性和遗传毒性,同时结合饮用水中CAcAms的实际浓度水平,分析了3种CAcAms在饮用水中的毒性风险.结果表明,一氯乙酰胺(MCAc... 详细信息

通过细胞增殖实验、单细胞凝胶电泳实验、细胞凋亡实验和细胞周期阻滞实验分别测定了3种氯代乙酰胺(CAcAms)的细胞毒性和遗传毒性,同时结合饮用水中CAcAms的实际浓度水平,分析了3种CAcAms在饮用水中的毒性风险.结果表明,一氯乙酰胺(MCAcAm)在饮用水厂中的浓度低于二氯乙酰胺(DCAcAm)和三氯乙酰胺(TCAcAm),但由于MCAcAm的毒性较大,其在饮用水厂中的毒性风险高于DCAcAm和TCAcAm.相对于氯消毒,氯胺消毒后的饮用水中CAcAms的浓度较高,从而CAcAms造成的细胞毒性和遗传毒性风险也较高.

关键词：含氮消毒副产物(N-DBPs) 卤代乙酰胺 (HAcAms) 细胞毒性遗传毒性饮用水

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压水堆核电厂蒸汽发生器老化机理及其影响因素

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腐蚀与防护 2014年第2期35卷 163-168,174页

作者：龚嶷徐雪莲上海核工程研究设计院上海市核电工程重点实验室上海200233

蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应... 详细信息

蒸汽发生器是核电厂重要的核安全设备,其管束是最易发生失效的部位。基于国外核电厂实际运行经验与试验研究结果,概述了蒸汽发生器主要老化机理及其影响因素,明确了老化机理、老化缺陷、老化起因间的相互关系。该成可果为我国制定相应的压水堆核电厂蒸汽发生器老化管理大纲、实施定期安全审查,进而开展系统的寿命管理起参考作用。

关键词：压水堆(PWR) 蒸汽发生器自然循环式老化机理传热管

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蒸汽射流凝结压力振荡幅值研究

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核动力工程 2014年第3期35卷 37-41页

作者：武心壮郭丹丹田林潘如东邱斌斌种道彤严俊杰上海核工程研究设计院上海200233 西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安710049

为了得到蒸汽在过冷水中浸没射流凝结引起的压力振荡特性,针对不同的蒸汽质量流率和过冷水温度对压力振荡的影响进行实验研究。通过高频压力传感器测量得到了不同测点位置的压力振荡幅值,并结合蒸汽射流凝结形态分析蒸汽质量流率和过冷... 详细信息

为了得到蒸汽在过冷水中浸没射流凝结引起的压力振荡特性,针对不同的蒸汽质量流率和过冷水温度对压力振荡的影响进行实验研究。通过高频压力传感器测量得到了不同测点位置的压力振荡幅值,并结合蒸汽射流凝结形态分析蒸汽质量流率和过冷水温度对压力振荡幅值的影响规律。结果表明,蒸汽射流凝结在凝结振荡区比较剧烈,在稳定射流区相对缓和,从凝结振荡向稳定射流的形态转变导致了压力振荡幅值随蒸汽质量流率出现先减小后增大的趋势;振荡幅值随水温的升高不断增大,特别是当水温大于40℃时,由于过冷度减小,射流凝结形态变得发散,导致凝结振荡幅值大幅增加。

关键词：蒸汽射流压力振荡幅值

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高基频结构TLD减震控制研究

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地震工程与工程振动 2014年第2期34卷 146-153页

作者：楼梦麟韩博宇同济大学土木工程防灾国家重点实验室上海200092 上海核工程研究设计院上海200233

以都江堰中学教学楼为例,通过数值分析研讨将TLD应用于多层教学楼实施减震控制的可能性。文中设计了不同的TLD装置,分别进行了简谐波和地震动激励下的结构地震反应计算,比较了这些不同TLD装置的减震效果,并对TLD布置的可行性展开探讨。

关键词： TLD 减震高基频教学楼

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流动加速腐蚀评价程序CHECWORKS及其核电厂老化管理应用

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腐蚀与防护 2014年第5期35卷 401-406页

作者：龚嶷徐雪莲上海核工程研究设计院上海市核电工程重点实验室上海200233

流动加速腐蚀(FAC)是核电厂二回路管线最主要的失效原因之一,严重影响核安全运行。CHECWORKS是美国电力研究院(EPRI)基于FAC经验模型设计开发的商用计算机程序,用以预测FAC速率及其相关的水化学、热工水力参数等。从发展历史、应用现状... 详细信息

流动加速腐蚀(FAC)是核电厂二回路管线最主要的失效原因之一,严重影响核安全运行。CHECWORKS是美国电力研究院(EPRI)基于FAC经验模型设计开发的商用计算机程序,用以预测FAC速率及其相关的水化学、热工水力参数等。从发展历史、应用现状、程序特点等方面对CHECWORKS进行了综述,为该程序在我国的推广以及在核电厂老化管理中的应用起到积极作用。

关键词：核电厂二回路流动加速腐蚀 CHECWORKS 老化管理

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行波激励下防波堤地震动力响应分析

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岩土力学 2014年第6期35卷 1775-1781页

作者：杨勋王欢欢余克勤金先龙上海交通大学机械系统与振动国家重点实验室上海200240 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 上海核工程研究设计院上海200233

考虑到行波效应对防波堤地震动力响应的影响,建立了基于弹塑性本构的防波堤-地基系统三维有限元模型。分析中考虑了结构间的动态接触作用,并采用基于接触负载均衡的显式并行计算方法,解决了大规模非线性有限元问题的求解困难。计算给出... 详细信息

考虑到行波效应对防波堤地震动力响应的影响,建立了基于弹塑性本构的防波堤-地基系统三维有限元模型。分析中考虑了结构间的动态接触作用,并采用基于接触负载均衡的显式并行计算方法,解决了大规模非线性有限元问题的求解困难。计算给出了不同视波速下行波效应对防波堤挡浪墙沉降、防波堤残余变形以及挡浪墙截面弯矩的影响程度及规律。结果表明:挡浪墙震后沉降随视波速增大而增大,并逐步逼近一致激励响应;行波效应对防波堤残余变形模式几乎没有影响,行波激励与一直激励下所得的残余变形模式基本一致,横波地震动输入下引起的震后残余变形要大于纵波输入下的残余变形;多数情况下,行波激励下的挡浪墙弯矩会比相应的一致激励下的响应大。分析方法及结果为防波堤三维整体抗震设计提供了参考。

关键词：防波堤地震响应行波并行计算三维有限元数值仿真

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