检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第2期41卷 189-192页

作者：金远蒋孝蔚邓坚刘余毕树茂朱大欢杨帆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

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非... 详细信息

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。

关键词：先进压水堆耦合小破口失水事故

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流动不稳定性对沸腾临界触发机制的实验研究

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工程热物理学报 2020年第4期41卷 966-975页

作者：陆祺周铃岚沈才芬刘伟刘卢果何航行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610041 中国核动力研究设计院成都610041

本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转... 详细信息

本文以Din=2.15 mm的带旁通小流道为对象,分别在不同液相质量流速以及不同入口水温条件下开展沸腾临界实验,结合汽泡动力学行为以及两相界面形态特征,探讨流动不稳定性对沸腾临界的触发机制。在本文工况范围内,在流动状态由稳定阶段转变为不稳定阶段后,进一步增大热流密度会触发沸腾临界,且所有沸腾临界均属于DO型沸腾临界。当液相质量流速较高时,环状流近壁液膜主要在汽芯强烈的扰动作用下迅速破裂;当入口水温较低时,近壁液膜主要由于强烈的蒸发现象迅速破裂;因此沸腾临界与流动不稳定性几乎同步被触发。本文分别通过引入受限系数(Nconf)、过冷数(Nsub)、以及Weber数(We)来反映壁面的限制作用、入口过冷度、以及惯性力与表面张力对沸腾临界的影响,建立了适用于Din=2.15 mm带旁通小流道的CHF模型。

关键词：带旁通小流道可视化实验两相界面特征流动不稳定性沸腾临界

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环状流液膜界面扰动波湍流诱导形成机制研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 77-81页

作者：何辉任全耀叶停朴吴瑶潘良明重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆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 中广核研究院有限公司广东深圳518000

为探明环状流液膜界面扰动波形成机制,以准确预测液膜质量输运和干涸(Dryout)型临界热流密度特性,本研究通过将高速摄像与液膜厚度电导传感结合的方法,分别对液膜界面波的演化行为和液膜厚度进行定性可视化分析和定量测量实验。结果表明... 详细信息

为探明环状流液膜界面扰动波形成机制,以准确预测液膜质量输运和干涸(Dryout)型临界热流密度特性,本研究通过将高速摄像与液膜厚度电导传感结合的方法,分别对液膜界面波的演化行为和液膜厚度进行定性可视化分析和定量测量实验。结果表明,高湍动的气芯与液膜的相互作用在液膜界面上形成毫秒级不规则演变的涟波,高频涟波先驱经过一系列秒级自卷积演化成随机分布的扰动波;扰动波形成机制的数学模型表明,液膜界面扰动波的形成时间间隔符合伽马分布,伽马分布阶数与气相速度正相关但独立于液相流速。

关键词：环状流液膜扰动波湍流

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Mg-3.5Li-6Al合金制备及高温力学性能研究

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稀有金属与硬质合金 2021年第5期49卷 53-58页

作者：廖楠赵艳丽刘仕超杨青峰王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610213

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al... 详细信息

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al-Li相构成,Al-Li呈层片状分布。流变应力峰值随应变速率的增加而增加,且随温度的升高而减小。Mg-3.5Li-6Al合金的高温变形本构方程可用双曲正弦函数描述,合金在高温下的应变激活能为126 kJ/mol,应力指数为3.98,合金的变形受晶内扩散控制。

关键词：镁锂合金流变应力本构模型变形机制

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基于相角裕度的PID控制器自整定改进算法的研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 108-113页

作者：郑艳秋张英尤恺赵梦薇李羿良陈冠宇闫新龙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

为实现电厂比例-积分-微分(PID)控制器参数的快速高效整定,深入分析继电特性法中基于相角裕度自整定方法(PM法)存在的问题,针对工程应用中最常见的一阶惯性加纯迟延对象,提出一种改进的PM法。改进算法提出了目标相角裕度的设计和被控对... 详细信息

为实现电厂比例-积分-微分(PID)控制器参数的快速高效整定,深入分析继电特性法中基于相角裕度自整定方法(PM法)存在的问题,针对工程应用中最常见的一阶惯性加纯迟延对象,提出一种改进的PM法。改进算法提出了目标相角裕度的设计和被控对象的辨识方法,然后用优化算法对整定公式的修正系数进行寻优,获取使得控制曲线时间与误差乘积的绝对值积分(ITAE)指标最小的PID控制器参数。最后,通过主蒸汽温度相对给水扰动的广义被控对象模型的自整定实验,验证了改进算法优于传统的PM法和齐格勒-尼科尔斯公式(Z-N法),能快速获得稳定的控制曲线。

关键词：继电特性法相角裕度自整定方法(PM法) 一阶惯性加纯迟延对象自整定相角裕度

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基于Beremin模型的国产反应堆压力容器材料断裂韧性模拟及试验表征

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电子技术应用 2024年第S01期50卷 50-54页

作者：尹祁伟 Jeremy Hure 罗英董元元杨志海闫萌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 CEA Saclay Service d’Etudes des MatériauxIrradiésPalaiseau Gif-sur-Yvette 91191 中国核动力研究设计院反应堆燃料与材料重点实验室四川成都610213

为对反应堆压力容器材料的断裂行为进行描述及概率预测,使用0.5英寸厚度CT试样进行了断裂韧性试验,并对韧性试样进行了有限元数值模拟分析,通过将试验结与数值模拟结合,获得材料的Beremin模型参数,并使用获得参数的Beremin模型对材料的... 详细信息

为对反应堆压力容器材料的断裂行为进行描述及概率预测,使用0.5英寸厚度CT试样进行了断裂韧性试验,并对韧性试样进行了有限元数值模拟分析,通过将试验结与数值模拟结合,获得材料的Beremin模型参数,并使用获得参数的Beremin模型对材料的不同类型的断裂概率进行研究。研究结果表明,数值模拟获得的最大张开应力的位置与试验断裂起裂点的位置较为吻合,Beremin模型预测结果对Ⅰ型断裂的符合性较好,对Ⅰ型加Ⅱ型混合断裂的适用性需要进一步的研究。

关键词：断裂韧性 Beremin模型混合断裂

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核电工程实时网络研究及应用

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仪器仪表用户 2023年第5期30卷 93-97页

作者：周静田文喜丁捷西安交通大学西安710049 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

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出... 详细信息

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出了适用于安全级DCS多种网络拓扑结构设计的网络通信方案,实现了安全级DCS网络通信数据传输的实时性和确定性,具有较好的数据通信确定性、容错能力及响应时间稳定性等优点,满足核电厂DCS网络系统对数据通信高可靠性的要求。

关键词：安全级DCS DCS网络系统实时通信网络可靠性

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二次中子源的氦生成速率研究

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现代应用物理 2022年第3期13卷 70-73页

作者：杨俊云夏明明朱建平邓理邻徐涛王霜肖锋唐松乾陈鑫苗建新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

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相... 详细信息

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相关参数为输入,开展燃耗和粒子输运计算,得到平衡循环中不同燃耗深度下二次中子源的氦生成速率及不同核反应道的贡献比。计算结果表明,二次中子源内生成氦的主要核反应的平均微观反应截面和氦生成速率受燃耗深度的影响并不显著,在二次中子源产生氦的主要核反应中,9Be(n,2n)4He的贡献最大,约占71.7%,其他反应道的贡献分别为9Be(n,α)6He约占12.0%,9Be(γ,n)4He约占4.3%,6Li(n,t)4He约占12.0%。

关键词：二次中子源氦气生成速率 “华龙一号”

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小型反应堆技术发展战略研究

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中国科技期刊数据库工业A 2023年第6期 17-20页

作者：齐敏张卓华曾未宋丹戎秦冬中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进... 详细信息

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进核能发展的必然选择,可有力拓宽特殊能源应用维度、推动核能市场推广、加快核科技“走出去”步伐。根据上述背景,本文从小型核反应堆技术发展需求、国内外发展现状出发,剖析我国小型核反应堆技术发展面临的问题与困境,提出小型核反应堆技术发展建议。

关键词：小型核反应堆技术市场前景压水堆先进堆型

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压水堆材料冷却剂环境疲劳修正因子研究

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原子能科学技术 2020年第6期54卷 1085-1091页

作者：邵雪娇谢海熊夫睿张毅雄杜娟艾红雷刘正谷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

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比... 详细信息

本文对考虑压水堆一回路冷却剂环境对材料疲劳影响的环境疲劳修正因子Fen进行研究,结合核电厂延寿需求,确立基于环境疲劳修正因子的疲劳分析流程.针对典型接管嘴结构,采用考虑瞬态应力时间历程的应变增量方法计算转换应变率和Fen,对比了环境修正对疲劳结果的影响.考虑环境影响后,奥氏体不锈钢的疲劳使用系数增大3.2倍,低合金钢的疲劳使用系数增大8.5倍,冷却剂环境对疲劳寿命的影响显著.将考虑环境影响后的疲劳使用系数与EPRI导则的计算结果进行对比,二者计算结果接近,验证了考虑瞬态组合的环境疲劳修正因子分析计算方法的正确性.

关键词：环境疲劳修正因子转换应变率应变增量

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