检索结果-内蒙古大学图书馆

核科学与工程 2024年第4期44卷 947-953页

作者：王晓姣范武刚陈向阳卢俊强朱丽兵张兆泉中国科学院上海硅酸盐研究所上海201899 上海核工程研究设计院有限公司上海200233

CeB_(6)涂层作为适用先进反应堆燃料型号的自主化整体型可燃毒物材料,具有展平堆芯中子注量分布,实现长周期反应性控制和慢化剂负温度系数控制的功能,可集成在可燃毒物燃料元件中应用于压水堆反应堆堆芯。本研究采用磁控溅射方法在ZrO_... 详细信息

CeB_(6)涂层作为适用先进反应堆燃料型号的自主化整体型可燃毒物材料,具有展平堆芯中子注量分布,实现长周期反应性控制和慢化剂负温度系数控制的功能,可集成在可燃毒物燃料元件中应用于压水堆反应堆堆芯。本研究采用磁控溅射方法在ZrO_(2)和UO_(2)圆柱芯块表面涂覆了CeB_(6)涂层。用X射线衍射仪(XRD)、扫描电镜(SEM)对涂层物相、结构和成分进行了表征,采用热循环及划痕法对涂层与基体的结合性能进行了考核。结果表明,ZrO_(2)和UO_(2)芯块表面制备的涂层为CeB_(6)且膜层较为纯净;CeB_(6)膜层与ZrO_(2)、UO_(2)基体结合性能良好,膜层生长致密均匀;ZrO_(2)基底上CeB_(6)膜层破坏的临界载荷为8.25 N;UO_(2)芯块基底上CeB_(6)膜层破坏的临界载荷为17.6 N。

关键词： UO_(2)芯块 CeB_(6)涂层磁控溅射

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0Cr13Ni4Mo及其与0Cr18Ni11Nb异种不锈钢焊接接头应力腐蚀试验

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物理测试 1992年第2期10卷 32-38页

作者：李景胜桂运平上海石化机械所上海核工程研究设计院

本文研究了0Cr13Ni4Mo和0Cr18Ni11Nb异种不锈钢焊接接头的应力腐蚀、断口和金相组织。得到了应力腐蚀破裂敏感性的数据,为工程设计提供了重要依据。

关键词：奥氏体钢马氏体钢焊接应力腐蚀

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压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究

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核科学与工程 2000年第2期20卷 175-183,192页

作者：张家骅包伯荣陈志成司胜义朱鑫官中国科学院上海原子核研究所上海大学化学与化学工程学院上海核工程研究设计院

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 ... 详细信息

通过对分立型铀、钍燃料组件 ,使用在秦山 30 0MW电功率压水堆核电厂中堆芯物理特性的探讨 ,寻找2 3 2 Th在PWR中可能利用的途径。为此 ,特采用铀、钍燃料组件分立的双进料系统的装卸料方法 ,其堆芯寿期分别为铀组件 3个循环 ;钍组件 1 0个循环。并以秦山核电厂为参考电厂 ,进行了 1 0个循环的燃耗计算 ,每一循环装料时均有 4个钍组件进堆。计算结果表明 :到第 1 0循环寿期末 ,堆芯中 40个钍组件所含的2 3 3 U总量已达到 2 1 2 6kg ,可直接参与堆芯的链式反应 ,从而达到利用2 3 2 Th的目的。并可同全铀组件堆芯比较中看出 ,分立型铀、钍组件混装堆芯每一循环 (第 1 0循环后 )可少装 2 0 0多kg2 3 5U ,这样就为钍铀燃料循环展示了光明的前景。当然如果要达到实际应用。

关键词：压水钍-铀循环双进料系统堆芯 EFPD

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执行阀黏滞过程的控制性能评估

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上海交通大学学报 2014年第7期48卷 1009-1014,1020页

作者：师明华王旭谢磊赵路军浙江大学工业控制技术国家重点实验室智能系统与控制研究所杭州310027 上海核工程研究设计院上海200233 浙江中控软件技术有限公司杭州310053

控制性能评估是衡量工业过程控制回路性能和质量的重要技术,常见性能评估方法一般针对线性过程,而忽视了执行阀黏滞等造成的非线性特征.为此研究了一类存在执行阀黏滞现象的非线性系统,并提出了一种基于改进的径向基函数神经网络时间序... 详细信息

控制性能评估是衡量工业过程控制回路性能和质量的重要技术,常见性能评估方法一般针对线性过程,而忽视了执行阀黏滞等造成的非线性特征.为此研究了一类存在执行阀黏滞现象的非线性系统,并提出了一种基于改进的径向基函数神经网络时间序列建模的控制性能基准估计方法.将Hinich检验算法引入网络评价函数,利用改进的网络评价指标训练径向基网络,以去除过程输出的非线性,进而采用时序分析技术准确估计出系统的控制性能基准.通过仿真分析,验证了方法的有效性.

关键词：控制性能评估执行阀黏滞径向基神经网络模型改进的网络评价指标

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核容器主螺栓热态载荷现场无损测试研究——秦山核电厂反应堆压力容器现场测试研究之二(英文)

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中国核科技报告 1994年 881-888页

作者：曲家棣窦一康朱士明同济大学声学所上海核工程研究设计院

阐明了热瞬态密封问题求解的关键是给出螺栓载荷的热态增量;同时指出螺栓载荷作为产生一次应力的载荷,直接关系到螺栓的疲劳性能和容器分析需用的载荷谱。叙述了现场超声测试的基础准备工作及主要结果,测试能力已超过美国Raymond公司类... 详细信息

阐明了热瞬态密封问题求解的关键是给出螺栓载荷的热态增量;同时指出螺栓载荷作为产生一次应力的载荷,直接关系到螺栓的疲劳性能和容器分析需用的载荷谱。叙述了现场超声测试的基础准备工作及主要结果,测试能力已超过美国Raymond公司类似产品(长1m,204℃,短时),所测螺栓长1.46m,280℃,长时现场测量。该文是作者于SMiRT-9,10(国际反应堆结构力学会议,第九、十届)发表的有关反应堆压力容器密封分析与试验工作的继续。

关键词：反应堆压力容器热态螺栓紧固件

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管道解耦计算正确性论证

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现代计算机（中旬刊） 2015年第4期 32-37页

作者：陈星文上海核工程研究设计院工艺系统所上海200233

抗震分析中,核电厂、火电厂及各种石油化工厂房中的某些重要管道(如核电厂中的主管道)需做动力学时程分析,分析所需的位移时程来源于建筑厂房的抗震分析。从建筑厂房抗震模型得到的位移时程能否作为管道分析唯一的边界条件?是否应当在... 详细信息

抗震分析中,核电厂、火电厂及各种石油化工厂房中的某些重要管道(如核电厂中的主管道)需做动力学时程分析,分析所需的位移时程来源于建筑厂房的抗震分析。从建筑厂房抗震模型得到的位移时程能否作为管道分析唯一的边界条件?是否应当在输入时程数据的同时,再考虑厂房的刚度对计算结果的影响?基于结构力学和有限元的基本理论,对上述计算方法的正确性做理论推导,并通过有限元实例进行静力工况和动力工况的计算验证。

关键词：时程分析解耦刚度

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Sweepolet接管座的设计和分析

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中国机械 2013年第9期 114-115页

作者：李双燕上海核工程研究设计院工艺系统所

本文介绍了AP1000核电站使用的Sweepolet接管座的设计过程,制作接管座设计详图,并对其进行力学分析.提出接管座加工制造中的潜在问题,并从无损检测和加工制造等方面,比较不同形式接管座的优劣.对后续AP1000项目的接管座国产化提出了建议... 详细信息

本文介绍了AP1000核电站使用的Sweepolet接管座的设计过程,制作接管座设计详图,并对其进行力学分析.提出接管座加工制造中的潜在问题,并从无损检测和加工制造等方面,比较不同形式接管座的优劣.对后续AP1000项目的接管座国产化提出了建议,降低工程建设的成本,并指导设计.

关键词： Sweepolet接管座设计分析

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中频弯管的缺陷和控制

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中国机械 2013年第9期 177-178页

作者：李双燕上海核工程研究设计院工艺系统所

文章介绍了核电站使用中频弯管的弯制工艺,以及如何确定弯制工艺的过程,并列举了中频弯管的常见缺陷,和应对这些缺陷的解决措施,并从制造和检验等方面,概述中频弯管制造过程中的特殊要求,需提交完整的成形工艺评定报告,针对核2级以上弯... 详细信息

文章介绍了核电站使用中频弯管的弯制工艺,以及如何确定弯制工艺的过程,并列举了中频弯管的常见缺陷,和应对这些缺陷的解决措施,并从制造和检验等方面,概述中频弯管制造过程中的特殊要求,需提交完整的成形工艺评定报告,针对核2级以上弯管的无损检验要求.

关键词：中频弯管缺陷控制

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翅片式弯头流动调整器的整流特性

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西安交通大学学报 2021年第6期55卷 92-101页

作者：邓清华何伟张亮彭傲然赵卓斌丰镇平西安交通大学叶轮机械研究所西安710049 西安交通大学陕西省叶轮机械及动力装备工程实验室西安710049 上海核工程研究设计院有限公司上海200233

针对翅片式弯头流动调整器,采用数值方法,研究了3种实际来流条件下的整流特性,分析了其整流机理、整流性能、适用范围和压力损失情况。结果表明:弯头翅片通过压差作用形成了对转的诱导涡,将弯头外侧流体导向弯头内侧,从而大幅增强流体... 详细信息

针对翅片式弯头流动调整器,采用数值方法,研究了3种实际来流条件下的整流特性,分析了其整流机理、整流性能、适用范围和压力损失情况。结果表明:弯头翅片通过压差作用形成了对转的诱导涡,将弯头外侧流体导向弯头内侧,从而大幅增强流体间的动量交换,实现了扰乱原始速度分布并形成均匀流动的效果;相对于光滑管,翅片式流动调整器的压力均匀度变化不大,速度均匀度提升了21%~36%,流向角均匀度则随进口条件变化;翅片式流动调整器的流动阻力高于叶片式流动调整器,低于孔板式流动调整器,与管束式流动调整器相当。

关键词：弯头流动调整器均匀性旋涡角压力损失

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反应堆冷却剂环境对690合金传热管疲劳性能影响研究

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中国腐蚀与防护学报 2015年第3期35卷 213-219页

作者：刘晓强徐雪莲谭季波王媛吴欣强郑宇礼孟凡江韩恩厚上海核工程研究设计院上海200233 中国科学院金属研究所中国科学院核用材料与安全评价重点实验室沈阳110016

针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解氧和应变速率等的影响规律,探讨了高温高压水环境下690合金传... 详细信息

针对核电站蒸汽发生器690合金传热管,通过在室温空气、高温空气以及模拟压水堆高温高压水环境下的疲劳性能测试,研究了环境介质对690合金传热管疲劳寿命的影响,并考察了溶解氧和应变速率等的影响规律,探讨了高温高压水环境下690合金传热管的腐蚀疲劳机理。结果表明,690合金传热管具有足够的疲劳设计安全裕度,且压水堆冷却剂环境对690合金传热管的疲劳寿命影响不明显;溶解氧和应变速率对690合金传热管的腐蚀疲劳寿命的影响也不敏感。推测690合金传热管在高温高压水中的腐蚀疲劳过程主要由膜破裂滑移/溶解机制控制。

关键词：腐蚀疲劳 690合金传热管疲劳设计

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