检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核电 2020年第5期13卷 625-629页

作者：王庆田于天达何培峰吴冰洁胡雪飞蒋兴钧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

将激光增材制造技术用于核反应堆堆内构件304LN奥氏体不锈钢大型复杂结构件的制备,利用金相显微镜和扫描电镜分析,对焊态及热处理态熔覆层组织进行微观分析,并对熔覆态及热处理态熔覆层开展力学性能试验。结果表明:激光熔覆304LN不锈钢... 详细信息

将激光增材制造技术用于核反应堆堆内构件304LN奥氏体不锈钢大型复杂结构件的制备,利用金相显微镜和扫描电镜分析,对焊态及热处理态熔覆层组织进行微观分析,并对熔覆态及热处理态熔覆层开展力学性能试验。结果表明:激光熔覆304LN不锈钢熔覆层组织由沿熔覆增高方向贯穿多层外延生长的柱状晶组成,柱状晶内包含多个细长整齐排列的树枝晶,奥氏体基体上分布着大量沿熔覆增高方向排列的残余铁素体;固溶处理后残余铁素体消除,奥氏体基体上析出大量碳化物。304LN奥氏体不锈钢熔覆态组织具有良好的力学性能。

关键词：核电堆内构件 304LN不锈钢激光增材制造 3D打印

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于APROS的核电除氧器建模与仿真

引用

电力系统装备 2020年第12期 99-102页

作者：叶竹王昌硕娄聚伟廖先伟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四川成都610041

针对核电除氧器的运行特性,应用仿真软件APROS对除氧器及相关的系统在不同工况下的运行进行建模与仿真,研究分析其动态特性,为除氧器及相关系统的设计和运行提供参考。

关键词：除氧器建模仿真 APROS 自动控制

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

堆内构件用不锈钢埋弧焊丝焊剂的国产化应用研究

引用

电焊机 2024年第12期54卷 126-131页

作者：蒋兴钧王庆田杜华付光杰浦春梅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 东方电气(武汉)核设备有限公司湖北武汉430200

目前国内堆内构件吊篮筒体的纵缝与环缝主要采用埋弧自动焊焊接,所用焊材均为进口焊材,因此国产化不锈钢焊丝-焊剂的应用研究十分重要。本研究通过试板焊接验证国产焊材的综合性能,包括力学性能、工艺性能,并与进口焊材进行对比分析。... 详细信息

目前国内堆内构件吊篮筒体的纵缝与环缝主要采用埋弧自动焊焊接,所用焊材均为进口焊材,因此国产化不锈钢焊丝-焊剂的应用研究十分重要。本研究通过试板焊接验证国产焊材的综合性能,包括力学性能、工艺性能,并与进口焊材进行对比分析。结果表明,国产不锈钢埋弧焊丝焊剂(CHW-308LHRN+CHF601HR)在室温力学性能上略优于进口焊材,高温力学性能相当,δ铁素体含量与进口焊材相当,耐晶间腐蚀性能同样优秀。此外,国产焊材的焊接工艺性能虽与进口焊材存在少许差异,但已能满足使用要求。因此,国产不锈钢埋弧焊丝焊剂可以用于堆内构件主体焊缝的焊接,具有广阔的市场前景和应用潜力。

关键词：反应堆堆内构件不锈钢焊材埋弧焊国产化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力装置系统性能特性分析研究

引用

机械设计与制造工程 2020年第10期49卷 109-112页

作者：杨博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

根据船用核动力装置二回路系统典型设计方案,利用MATLAB软件建立了二回路汽轮机、冷凝器、给水泵及预热器等主要部件的物理模型。通过对二回路主要性能参数进行分析,完成了简单朗肯循环和带抽气的朗肯循环的效率计算,并通过性能分析得... 详细信息

根据船用核动力装置二回路系统典型设计方案,利用MATLAB软件建立了二回路汽轮机、冷凝器、给水泵及预热器等主要部件的物理模型。通过对二回路主要性能参数进行分析,完成了简单朗肯循环和带抽气的朗肯循环的效率计算,并通过性能分析得到了系统参数的优化方向。

关键词：核动力装置系统效率特性分析优化

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

引用

核动力工程 2019年第A01期40卷 32-36页

作者：朱大欢邓纯锐吴清向清安刘昌文冷贵君张明侯丼强张晓华陈彬关仲华武铃珺邹志强王小吉张震中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试... 详细信息

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。

关键词：熔融物堆内滞留严重亊故临界热流密度华龙一号(HPR1000)反应堆

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

基于Winkler基体的滚柱丝杠降维接触模型研究

引用

河南科技 2020年第8期39卷 11-13页

作者：刘佳彭航罗英张毅雄朱紫豪颜达鹏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

本文结合滚柱丝杠传动副结构特点和赫兹接触理论,采用降维法快速求解,基于Winkler基体研究了滚柱丝杠传动副接触模型;通过自编译程序分析了一型滚柱丝杠传动副接触作用力,进行了有限元分析验证。结果表明,该方法可用于滚柱丝杠传动副接... 详细信息

本文结合滚柱丝杠传动副结构特点和赫兹接触理论,采用降维法快速求解,基于Winkler基体研究了滚柱丝杠传动副接触模型;通过自编译程序分析了一型滚柱丝杠传动副接触作用力,进行了有限元分析验证。结果表明,该方法可用于滚柱丝杠传动副接触分析,可与赫兹接触方法相结合,为进一步研究滚柱丝杠传动副传动特性奠定基础。

关键词：滚柱丝杠传动副 Winkler基体接触

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

引用

原子能科学技术 2019年第1期53卷 124-131页

作者：尹莎莎方华伟秋穗正黄伟陈志辉田野田雅婧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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和... 详细信息

模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。

关键词：模块化小型核反应堆严重事故自动卸压系统

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

控制棒驱动机构钩爪组件运动可靠性分析方法

引用

机械设计与制造工程 2021年第2期50卷 40-44页

作者：邓强付国忠李维张进强孙博明书君杨西任羿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 北京航空航天大学可靠性与系统工程学院北京100191

控制棒驱动机构工作过程中钩爪组件需反复运动,且需承受驱动杆的冲击载荷,易引起组件中零件受载变形以及运动副配合间隙变化,影响钩爪的运动精度,进而影响钩爪组件的运动可靠性。以控制棒驱动机构钩爪组件为研究对象,研究了受载变形对... 详细信息

控制棒驱动机构工作过程中钩爪组件需反复运动,且需承受驱动杆的冲击载荷,易引起组件中零件受载变形以及运动副配合间隙变化,影响钩爪的运动精度,进而影响钩爪组件的运动可靠性。以控制棒驱动机构钩爪组件为研究对象,研究了受载变形对钩爪组件运动可靠性的影响。根据钩爪组件的运动过程和功能原理,以钩爪伸出量为钩爪组件运动可靠性表征参数,根据有效杆长理论,建立了受载变形影响下钩爪伸出量的计算模型;在此基础上,进一步考虑受载变形量的不确定性,提出了一种考虑受载变形影响的钩爪组件运动可靠性分析方法。

关键词：控制棒驱动机构钩爪组件受载变形运动可靠性

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

自主化LOCA分析平台及分析方法开发研究

自主化LOCA分析平台及分析方法开发研究

引用

中国核学会2019年学术年会

作者：丁书华邓坚吴丹刘余申亚欧黄涛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

在自主化三代核电发展以及中国核电走出去的大趋势下,需要开发出自主化的LOCA分析平台以及分析方法来进行最复杂的设计基准事故即失水事故分析。我院在近几年来开展了大量的工作进行自主化的LOCA分析程序、LOCA分析平台以及分析方法的... 详细信息

在自主化三代核电发展以及中国核电走出去的大趋势下,需要开发出自主化的LOCA分析平台以及分析方法来进行最复杂的设计基准事故即失水事故分析。我院在近几年来开展了大量的工作进行自主化的LOCA分析程序、LOCA分析平台以及分析方法的研究。本文将详细介绍我院研发的自主化LOCA分析平台ARSAC程序的特点以及基于该平台开发的一整套失水事故分析方法的整体思路。我们的分析程序在借鉴了国际先进LOCA分析程序开发理念的基础上,在矩阵算法上、关键热工水力模型,包括:壁面换热模型、再淹没分析模块、临界流模型上、建模方法上都有新的突破,开展的程序验证工作也非常深入和全面,不仅模拟了国际上著名的分离效应实验和整体效应实验,还策划自主开展了多项两相流动换热实验,包括:再淹没流动换热实验、CCFL实验、膜态沸腾换热实验、过渡沸腾换热实验等来丰富LOCA分析平台实验数据库。此外,基于ARSAC平台,我院开发了满足附录K要求(美国联邦法规10 CFR50.46附录K模型)的ARSAC-K程序,并结合先进的电厂参数处理方法,形成了一整套失水事故分析方法。后续将继续优化ARSAC程序,包括对于关键模型进行更加精细化的处理以及开展更多的验证工作,对于LOCA分析方法优化会考虑更多的不确定因子,例如:燃耗相关参数等,争取通过优化方法释放更多的安全裕量,为后续自主化三代核电设计和核电出口提供可靠的LOCA分析手段。

关键词：自主化 LOCA ARSAC 矩阵算法模型 ARSAC-K LOCA分析方法

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

NECP-X的多重并行策略及效率优化

引用

原子能科学技术 2019年第5期53卷 876-883页

作者：马党伟刘宙宇赵晨贺涛张文鑫曹良志吴宏春柴晓明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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。我国超级计算机的快速发展使大规模并行计算逐渐成为可能,而如何发展相应的并行算法成为当务之急。本文基于数值反应堆... 详细信息

特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。我国超级计算机的快速发展使大规模并行计算逐渐成为可能,而如何发展相应的并行算法成为当务之急。本文基于数值反应堆物理计算程序NECP-X研究特征线方法的空间、角度和特征线多重并行策略。为实现高效并行,空间并行采用了区域分解的并行方式;为充分考虑角度并行的负载平衡,采用了"贪婪算法"角度区域分解算法;为节省内存和提高效率,应用并分析了共享式内存并行模式下动态调度的特征线并行方案。数值结果表明,NECP-X中的空间、角度和特征线并行效率较高,可充分利用并行资源,实现大规模并行。

关键词：特征线方法大规模并行空间并行角度并行特征线并行多重并行

来源：评论

学校读者我要写书评

暂无评论

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：

通借通还

建议与咨询 留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

时间限定

文献类型

馆藏选择

核心期刊

语言

文献类型

帮助

文字说明：

检索规则说明：

检索范例：

分类表

所选分类

限定检索结果

文献类型

馆藏范围

日期分布

学科分类号

主题

机构

作者

语言

请选择保存的检索档案： 新增检索档案 确定 取消

请选择收藏分类： 新增自定义分类 确定 取消

通借通还

建议与咨询留下您的常用邮箱和电话号码，以便我们向您反馈解决方案和替代方法

请选择保存的检索档案：

请选择收藏分类：