检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核科技报告 2005年第1期 182-191页

作者：杨洪润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成都610041

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动... 详细信息

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动水平的确定、应急行动水平的表达方式(矩阵表和主控室应急状态分级逻辑图)、与应急操作规程(EOP)和关键安全功能状态树(CSFST)的结合等。

关键词：秦山核电厂应急状态分级应急行动水平

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热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

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核科学与工程 2014年第2期34卷 187-192页

作者：刘伟朱元兵白宁单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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成都610041 中科华核电技术研究院深圳518026

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理... 详细信息

利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道分析程序ATHAS GE3×3组件稳态验证

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功率调节开关柜电磁兼容问题分析与研究

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电子世界 2014年第8期 53-55页

作者：刘堂胜王劲松李洪伟何亮谢峰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

功率调节开关柜电磁屏蔽连续性难以保证,同时由于采用了晶闸管调功器、开关电源、可编程控制器等部件,其电磁兼容问题非常复杂。本文进行了一系列原理及工艺方面的分析研究,提出一系列原理方法及工艺措施,优化了设备的电磁兼容性能。

关键词：开关柜电磁兼容传导发射辐射发射抗干扰

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超临界二氧化碳布雷顿循环控制策略研究综述

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发电技术 2023年第4期44卷 492-501页

作者：唐鑫钱奕然方华伟李洋李思广易经纬陈伟雄严俊杰动力工程多相流国家重点实验室(西安交通大学) 陕西省西安市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四川省成都市610041

超临界二氧化碳(supercritical carbon dioxide,SCO_(2))布雷顿循环在以第四代核能和太阳能为代表的清洁能源高效利用领域具有巨大发展潜力,而合理可靠的控制策略是保证S-CO_(2)布雷顿循环系统安全、稳定、高效、灵活运行的关键。调研... 详细信息

超临界二氧化碳(supercritical carbon dioxide,SCO_(2))布雷顿循环在以第四代核能和太阳能为代表的清洁能源高效利用领域具有巨大发展潜力,而合理可靠的控制策略是保证S-CO_(2)布雷顿循环系统安全、稳定、高效、灵活运行的关键。调研总结了S-CO_(2)布雷顿循环控制特点,并对不同应用场景下S-CO_(2)布雷顿循环相关控制策略进行了总结和对比。结果表明,S-CO_(2)布雷顿循环控制包括运行状态控制、叶轮机械控制、热源控制等,变负荷控制策略主要有容积控制法、透平旁路控制法、透平进口节流阀控制法、压缩机转速控制法等。分析结果可为相关发电领域S-CO_(2)布雷顿循环控制策略选择提供参考。

关键词：超临界二氧化碳布雷顿循环控制策略变负荷

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反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

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核科学与工程 2014年第1期34卷 59-66页

作者：刘伟白宁朱元兵单建强张博苟军利厉井钢西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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成都610041 中科华核电技术研究院深圳518026

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯... 详细信息

介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

关键词：子通道程序ATHAS COBRA—EN THERMIT一2 物理模型数值解法

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FeCrAl合金拉伸力学性能分子动力学研究

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稀有金属材料与工程 2023年第2期52卷 777-784页

作者：叶天舟姚欢巫英伟章静王明军陈平田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核能技术重点实验室动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学航空航天学院机械结构强度与振动国家重点实验室陕西省先进飞行器服役环境与控制重点实验室陕西西安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四川成都610213

FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温... 详细信息

FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温度和应变速率2个重要影响因素下FeCrAl单晶的力学性能,对应力应变、缺陷分布、位错密度的变化及变形机制进行了讨论,分析了溶质原子对模拟结果的影响。结果表明,温度升高导致原子热运动加剧,促进了缺陷的形成和生长,降低了原子间相互作用,导致弹性模量和抗拉强度随温度的升高而降低。应变速率的升高导致弹性模量和抗拉强度降低,低应变速率的塑性变形机制主要为孪生变形,中等应变速率下为位错滑移,高应变速率下为原子排列无序化的变形机制。温度和应变速率对α-Fe和FeCrAl具有相同的作用趋势,但与α-Fe相比,FeCrAl中的Cr和Al会产生明显的晶格畸变和应力集中,促进了缺陷和位错的形成和运动,降低材料的屈服强度和抗拉强度。基于计算结果,对FeCrAl单晶体系建立了基于F-B方程的本构模型,拓展了计算结果的应用范围。

关键词： FeCrAl合金温度效应应变速率效应分子动力学

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控制棒驱动机构滚轮丝杠传动副耐磨可靠性分析研究

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科技视界 2020年第11期 115-118页

作者：孙启航王克成张倬张智锋李维邓强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610041 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成都610213

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。滚轮丝杠传动副是CRDM的关键传动机构,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究耐磨可靠性分析... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。滚轮丝杠传动副是CRDM的关键传动机构,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究耐磨可靠性分析方法的基础上,结合实际磨损的模糊性特点,对其建立了耐磨性的模糊可靠性分析的数学模型。利用该数学模型,结合CRDM耐磨试验,分析计算了核反应堆某CRDM滚轮丝杠传动副的耐磨可靠性,其分析结果与实际吻合较好。该方法对CRDM改进设计具有指导意义。

关键词： CRDM 传动副可靠性磨损

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基于LSSVM的反应堆冷却泵振动趋势分析

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科技视界 2019年第11期 67-69,57页

作者：吴茜吕鑫王雪梅邓志光徐思捷朱毖微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

反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)作为一回路系统的心脏,其安全性和可靠性至关重要。通过对主泵振动情况进行持续在线监测,不仅能了解主泵运行状态,更重要的是对振动趋势的发展进行分析和预测,实现预知维修。针对主泵振动样本信息不足以及... 详细信息

反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)作为一回路系统的心脏,其安全性和可靠性至关重要。通过对主泵振动情况进行持续在线监测,不仅能了解主泵运行状态,更重要的是对振动趋势的发展进行分析和预测,实现预知维修。针对主泵振动样本信息不足以及神经网络等具有代表性的分析预测方法存在的缺陷,本文提出了基于LSSVM的趋势分析方法。从理论上研究了LSSVM算法对于非线性小容量样本的优越性,并在算法的基础上构建了支持向量机回归预测模型,最后通过仿真数据对其进行了验证。仿真实验的结果表明,预测模型表现出较高的精度。因此认为LSSVM算法对主泵振动趋势具有较好的分析预测能力。

关键词： LSSVM 趋势分析预测模型

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电流作用对铜镁合金弯曲微动疲劳损伤特性的影响

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摩擦学学报 2020年第1期40卷 107-116页

作者：薛博凯米雪白崇成徐志彪刘曦洋刘建华彭金方朱旻昊西南交通大学材料先进技术教育部重点实验室四川成都610031 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 西南交通大学牵引动力国家重点实验室摩擦学研究所四川成都610031 广东省江门市质量计量监督检测所广东江门529000

采用自主研制的试验装置,研究了铜镁合金在不同电流强度条件下的弯曲微动疲劳损伤演变规律.运用红外线热成像仪测试电流条件下微动接触区温度分布情况;利用白光干涉仪、扫描电镜、电子探针、X射线光电子能谱仪对试样接触损伤区的微观形... 详细信息

采用自主研制的试验装置,研究了铜镁合金在不同电流强度条件下的弯曲微动疲劳损伤演变规律.运用红外线热成像仪测试电流条件下微动接触区温度分布情况;利用白光干涉仪、扫描电镜、电子探针、X射线光电子能谱仪对试样接触损伤区的微观形貌和化学行为进行分析.试验结果表明:在相同循环次数下,随着电流强度的增加,铜镁合金弯曲微动疲劳寿命逐渐降低,接触区温度逐渐上升,接触损伤区尺寸增大,剥落层逐渐细化,接触损伤区氧化程度越来越严重,氧化磨屑的主要成分为CuO和Cu2O;主要损伤机制为氧化磨损、黏着磨损和剥落.

关键词：铜镁合金电流强度弯曲微动疲劳疲劳寿命损伤机制

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核动力工程设计项目管理进度控制影响因素分析

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装备环境工程 2020年第4期17卷 123-127页

作者：张倬徐春霍蒙谢细明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成都610213

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研设计院所设计流程的基础上,根据项目进度控制的定义和内容,结合行业特点,针对管理与技术互为影响的实际,按设计过程阶段,对影响核动力工程设计项目进度的内部因素和外部因素进行分析。在... 详细信息

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研设计院所设计流程的基础上,根据项目进度控制的定义和内容,结合行业特点,针对管理与技术互为影响的实际,按设计过程阶段,对影响核动力工程设计项目进度的内部因素和外部因素进行分析。在理论和实践层面,就如何有效实施核动力工程项目管理、控制设计进度进行了探讨。从策划、组织管理、信息沟通等方面,针对性地提出了有关管理对策措施的建议,以期优化改进项目进度控制工作,持续提高项目管理水平。

关键词：核动力工程设计进度控制项目管理

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