检索结果-内蒙古大学图书馆

应用科技 2015年第1期42卷 75-80页

作者：刘飞洋韩勇游洲刘文静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四川成都610041

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状... 详细信息

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状和EPRI NP-6041-SL等报告,给出了继电器震颤分析范围、分析流程、分析方法,根据实际经验提出了分析假设和改进方案,并以福清核电站停堆断路器、稳压器电加热器配电盘、稳压器安全阀控制回路为典型对象进行了分析,分析结果表明福清核电厂在审查级地震下的继电器震颤是可接受的。

关键词：核电厂抗震裕度分析继电器震颤审查级地震高置信度低概率失效值

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环氧树脂复合片状钨酸镱的医用γ射线屏蔽性能研究

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稀土 2022年第4期43卷 81-87页

作者：张雪松薛丽燕江正明李玉光杨帆李长香中国科学院海西研究院厦门稀土材料研究所福建厦门361021 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610213 福州大学石油化工学院福建福州350108

以硝酸镱、钨酸钠为原料,采用水热合成法制备得到片层状钨酸镱(Yb_(2)WO_(6))粉体,并将钨酸镱粉体分散在环氧树脂中得到EP/Yb_(2)WO_(6)复合材料,测试其在低能、中能和高能场下的γ射线屏蔽性能。由SEM显示Yb_(2)WO_(6)呈片状分布,大小... 详细信息

以硝酸镱、钨酸钠为原料,采用水热合成法制备得到片层状钨酸镱(Yb_(2)WO_(6))粉体,并将钨酸镱粉体分散在环氧树脂中得到EP/Yb_(2)WO_(6)复合材料,测试其在低能、中能和高能场下的γ射线屏蔽性能。由SEM显示Yb_(2)WO_(6)呈片状分布,大小不一但厚度较为均匀。通过对环氧树脂复合片状Yb_(2)WO_(6)在低、中、高能场的测试发现,该材料在各个能级的γ射线屏蔽性能表现良好,在铅的弱吸收区(40 keV~88 keV),材料的铅当量达到0.2066 mm,相对其它能级有明显的提升。同时,片层状钨酸镱完美地解决了铅基材料有剧毒的弊端,因此该材料能很好的适用于未来核医学和辐射防护领域。

关键词：水热合成法片层状钨酸镱环氧树脂 γ射线屏蔽

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FCM燃料应用于商业压水堆的中子物理分析

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科技创新导报 2020年第11期17卷 103-115页

作者：王星博于颖锐李满仓王丹刘勇谢运利刘晓黎李向阳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四川成都610041

全陶瓷微胶囊封装燃料(Fully Ceramic Microencapsulated Fuel,FCM燃料)将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体中,具有良好的包容裂变产物能力,固有安全性好,是耐事故燃料的主要研究方向之一。相比于传统的UO2陶瓷芯块燃料,FCM燃料装料减少,影... 详细信息

全陶瓷微胶囊封装燃料(Fully Ceramic Microencapsulated Fuel,FCM燃料)将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体中,具有良好的包容裂变产物能力,固有安全性好,是耐事故燃料的主要研究方向之一。相比于传统的UO2陶瓷芯块燃料,FCM燃料装料减少,影响堆芯功率和/或循环长度;基体采用SiC,慢化能力提高,能谱变软,FCM燃料直接应用于现有大型商业压水堆组件栅格,寿期初慢化剂温度系数可能为正,失去固有安全性。本文从燃料富集度和栅格慢化角度,分析FCM燃料直接应用于大型商业压水堆的可行性,分析两种FCM燃料TRISO颗粒核芯:高温气冷堆中应用成熟的UO2核芯和提高了核芯尺寸的UN核芯。研究表明:在防核扩散的限制下,技术相对成熟的UO2核芯FCM燃料仅能应用于小型堆芯的设计,且需重新设计燃料组件栅格;提高装量的UN核芯FCM燃料可直接装载现有商业压水堆,实现与其基本相当的堆芯功率和循环长度,但对燃料富集度和燃料设计及制造工艺提出较高要求。

关键词： FCM燃料压水堆中子物理 TRISO颗粒耐事故燃料

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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进

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压力容器 2014年第3期31卷 70-76页

作者：周高斌罗英邱天张亚斌王小彬曾鹏谢国福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四川成都610041

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。

关键词：反应堆压力容器主螺栓螺孔螺纹损伤改进

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微通道内亲疏水壁面特性对入口段长度的影响

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航空动力学报 2021年第2期36卷 384-395页

作者：吴瀚枭杨雯李海旺徐天彤方卫东聂芃芃夏双枝北京航空航天大学能源与动力工程学院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 北京航空航天大学航空发动机研究院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 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 中国保利集团新时代科技有限公司北京100088 北京航空航天大学高等理工学院北京100191

针对水力直径为200μm的微尺度通道,采用数值模拟的方法研究了壁面亲疏水特性产生的速度滑移对微尺度通道入口段长度的影响,建立了包含滑移长度影响的入口段长度修正计算公式。研究表明:相同流量下,速度滑移的存在使得微尺度通道充分发... 详细信息

针对水力直径为200μm的微尺度通道,采用数值模拟的方法研究了壁面亲疏水特性产生的速度滑移对微尺度通道入口段长度的影响,建立了包含滑移长度影响的入口段长度修正计算公式。研究表明:相同流量下,速度滑移的存在使得微尺度通道充分发展段的最大速度减小,从而缩短了入口段长度,且在低雷诺数区域,入口段的缩短效应更为显著。针对不同的雷诺数区域分别进行无量纲入口段长度计算公式的拟合,得到拟合系数随滑移长度的变化规律与对应关系,从而建立了滑移长度对入口段长度的修正计算方法和准则关系式,利用修正公式计算的结果与数值模拟结果相比,最大误差为3.7%。

关键词：亲疏水壁面微通道速度滑移壁面切应力入口段

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Fe-Mn晶格反演势的构建与验证

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有色金属工程 2021年第6期11卷 24-28页

作者：李宁张兴广吴冰洁李雪洁杨龙龙孙琨张猛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610014 西安交通大学金属材料强度国家重点实验室西安710049

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线... 详细信息

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线,而后根据Chen-Mobius晶格反演法得到了FCC-Fe和FCC-Mn的晶格反演势。然后计算出Fe-Fe原子和Mn-Mn原子间按L_(10)结构堆垛的结合能,进而求出Fe-Mn原子间的结合能,再利用Chen-Mobius晶格反演法,获得Fe-Mn原子间的晶格反演势,最后选择Morse势函数进行拟合。利用构建的Fe-Mn势函数进行了L_(10)-FeMn体系结合能计算,与第一性原理计算的结果对比,表明构建的Fe-Mn势函数满足自洽性。最后利用所得势函数进行了弹性模量、杨氏模量计算,与试验数据对比基本吻合,表明势函数具有有效性。

关键词： Fe-Mn 晶格反演法 Morse势函数第一性原理

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玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击响应分析

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应用力学学报 2021年第3期38卷 1011-1015页

作者：李宁周进雄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610200 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的... 详细信息

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的载荷在冲击过程中会发生剧烈变化,且在击穿GLARE前,载荷受冲击速度影响很小;冲头的动能损失基本转化成了层合板结构增加的内能,主要包括铝合金板的塑性变形能、整体材料应变能、因损伤破坏吸收的能量;其中铝合金板的塑性变形能占比最高,可通过进一步设计铝合金板来提高GLARE的抗冲击性能。本文为GLARE层合板在结构冲击防护中的设计及应用提供了重要的参考依据。

关键词：玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击破坏能量平衡

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核电厂数字化仪控系统结构比较分析

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中国核电 2011年第3期4卷 212-219页

作者：王远隆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四川成都610041

采用比较方法,分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数字化仪控系统结构作了对比分析,并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。

关键词：核电厂数字化仪控系统

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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

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科学技术与工程 2015年第30期35卷 23-29页

作者：崔世杰王杰卢庆张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系西安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610041

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... 详细信息

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。

关键词： MELCOR 失流事故氦冷包层 HE-FUS3实验

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BP神经网络控制应用的基本问题

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机械与电子 2010年第S1期28卷 119-124页

作者：王远隆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四川成都610041

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关... 详细信息

本文采用比较分析方法,分别用BP神经网络控制技术与常规PID控制技术实现对被控对象的控制,并通过仿真计算给出图示对比,结果表明,BP神经网络控制技术虽然有其独特的优越性,但对于核反应堆一类复杂对象其时间开销则是妨碍控制器实现的关键问题。

关键词： BP神经网络 PID 核反应堆

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