检索结果-内蒙古大学图书馆

奥氏体不锈钢焊接接头弯曲试验的理解与争议——探讨统一相关标准要求的可能性

焊接技术 2017年第7期46卷 93-98页

作者：王庆田胡朝威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610041

焊接工艺评定、焊材验收、焊工/焊接操作工技能评定等需要考核焊接接头的力学性能。关于焊接接头力学性能试验,国外内不同的标准体系之间存在很大差异。本文针对ASME规范、RCC-M规范以及其他国内外相关标准对焊接接头弯曲试验的不同规... 详细信息

焊接工艺评定、焊材验收、焊工/焊接操作工技能评定等需要考核焊接接头的力学性能。关于焊接接头力学性能试验,国外内不同的标准体系之间存在很大差异。本文针对ASME规范、RCC-M规范以及其他国内外相关标准对焊接接头弯曲试验的不同规定及其存在的争议,提出了笔者自己的理解和认识,并结合核电建设的工程实践经验以及弯曲试验的原理和目标,对统一相关标准要求的可能性进行了探讨。

关键词：焊接接头弯曲试验取样标准争议统一

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模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

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原子能科学技术 2016年第4期50卷 665-670页

作者：张丹周科李峰邱志方邓坚毕树茂吴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

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的... 详细信息

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。

关键词：模块式小型压水堆 ATWS 初因事件

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反应堆系统启动排水阀泄漏原因分析及改进

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阀门 2018年第5期 40-43页

作者：郑忠良谭术洋李谷阳中国人民解放军海军装备部北京100841 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 中国船舶重工集团第七研究院北京100192

针对反应堆系统启动过程中排水阀频繁动作,存在阀瓣/阀座密封寿命较低问题,应用ANSYS软件分别对刚性密封副和弹性密封副接触压力进行数值分析。结果表明,在相同加载条件下,弹性阀瓣/阀座密封面处的平均密封比压比刚性阀瓣/阀座密封副小... 详细信息

针对反应堆系统启动过程中排水阀频繁动作,存在阀瓣/阀座密封寿命较低问题,应用ANSYS软件分别对刚性密封副和弹性密封副接触压力进行数值分析。结果表明,在相同加载条件下,弹性阀瓣/阀座密封面处的平均密封比压比刚性阀瓣/阀座密封副小,随介质压力的增加,密封面处的密封压力更均匀,具有更好的密封性能。同时分析了阀瓣空隙直径与高度对弹性密封副密封性能的影响,为排水阀阀瓣/阀座密封结构的改进设计提供指导。

关键词：核电站用阀排水阀弹性阀瓣仿真分析密封比压

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CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

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核动力工程 2016年第5期37卷 78-80页

作者：陈海波罗英王小彬付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

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因... 详细信息

针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。

关键词： CRDM管座反应堆压力容器垂直度变化可更换性设计改进

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不同材料金属橡胶在中性盐液中的耐腐蚀及阻尼性能

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机械工程材料 2017年第4期41卷 69-73,79页

作者：王鹏李静媛(指导) 卢成壮赫荣辉李毅北京科技大学材料科学与工程学院北京100083 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室成都610213

采用0Cr18Ni9、10Cr12Mn16Ni和10Cr21Mn16Ni三种不锈钢丝制备了实心圆饼形金属橡胶,在质量分数为3.5%NaCl溶液中进行了336h周浸腐蚀试验,研究了其耐腐蚀性能及腐蚀前后的静态压缩性能和阻尼性能。结果表明:10Cr21Mn16Ni不锈钢丝制金属... 详细信息

采用0Cr18Ni9、10Cr12Mn16Ni和10Cr21Mn16Ni三种不锈钢丝制备了实心圆饼形金属橡胶,在质量分数为3.5%NaCl溶液中进行了336h周浸腐蚀试验,研究了其耐腐蚀性能及腐蚀前后的静态压缩性能和阻尼性能。结果表明:10Cr21Mn16Ni不锈钢丝制金属橡胶的耐盐雾腐蚀性能最好,0Cr18Ni9不锈钢丝的次之,而10Cr12Mn16Ni不锈钢丝的最差;与腐蚀前相比,腐蚀后三种金属橡胶的静态压缩刚度均有所增加,阻尼损耗因子基本不变或下降,其中10Cr21Mn16Ni不锈钢丝制金属橡胶的静态压缩刚度增大幅度最小,仅4.5%,损耗因子基本不变,而10Cr12Mn16Ni不锈钢丝制金属橡胶的静态刚度增大幅度最大,达150.0%,阻尼损耗因子下降31.0%。

关键词：金属橡胶耐腐蚀性能刚度阻尼性能

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模块式小堆超压风险及设计优化研究

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原子能科学技术 2016年第1期50卷 113-117页

作者：邱志方邓坚陈宏霞李峰喻娜吴鹏李捷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

模块式小堆采用带直流蒸汽发生器(OTSG)的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统(RCS)可能存在超压风险。紧凑的一体化... 详细信息

模块式小堆采用带直流蒸汽发生器(OTSG)的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统(RCS)可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。

关键词：模块式小堆超压风险设计优化

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先进压水堆燃料组件设计特点

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科技视界 2017年第5期 5-6页

作者：刘洋华李云王浩煜齐敏黄永忠王璐苗一非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

传统能源的不断减少和对环境的持续污染使核电能源的地位变得越来越重要,而进一步提高燃料组件的性能则是发展核电能源的关键方向之一。本文介绍了世界上先进压水堆燃料组件的设计特点,包括了法国的GAIA燃料组件、美国的AP1000燃料组件... 详细信息

传统能源的不断减少和对环境的持续污染使核电能源的地位变得越来越重要,而进一步提高燃料组件的性能则是发展核电能源的关键方向之一。本文介绍了世界上先进压水堆燃料组件的设计特点,包括了法国的GAIA燃料组件、美国的AP1000燃料组件、俄罗斯的TVS-K方形燃料组件以及Lightbridge燃料组件等,对世界上先进燃料组件的发展潮流和趋势进行总结。

关键词：先进燃料组件燃料组件设计特点发展趋势

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基于DDS的异构系统数据交换技术研究

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机械设计与制造工程 2017年第12期46卷 83-86页

作者：冯云姣吴斌曾辉卢嘉川郑丹晨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

为满足日益增长的异构信息系统数据交换需求,研究了可扩展标记语言技术和数据分发系统发布/订阅模型,设计了一个实时、可靠的数据交换系统,降低了各交换节点之间的时空耦合性,有效地解决了异构系统之间的数据交换问题。

关键词：数据分发系统可扩展标记语言异构系统数据交换

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5×5带格架棒束两相CFD计算模型影响规律研究

5×5带格架棒束两相CFD计算模型影响规律研究

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：李松蔚李仲春杜思佳张虹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

本文以AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象,通过几何简化、网格划分敏感性研究,采用两相CFD对其进行了模拟计算。计算不考虑两相之间的质量传递,针对两相CFD计算关键模型及边界条件,如气泡分组数、最大气泡直径、气泡合并破裂系数... 详细信息

本文以AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象,通过几何简化、网格划分敏感性研究,采用两相CFD对其进行了模拟计算。计算不考虑两相之间的质量传递,针对两相CFD计算关键模型及边界条件,如气泡分组数、最大气泡直径、气泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等,进行了敏感性分析,并形成PIRT表。研究结果表明模型相同,但参数的设置不同,会影响不同位置的局部空泡份额值及气泡直径值的大小,但不影响其分布趋势。该研究为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。

关键词：棒束数值模拟两相CFD

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堆芯下腔室CFD流量分配优化研究

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科技视界 2017年第7期 21-22页

作者：王玮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

对传统的堆芯下腔室流量分配进行CFD模拟分析,得到一般传统流量分配板的流型及流量分配的位置规律,优化下腔室流量分配板结构,改善了流量分配孔的位置及对应尺寸,进行相关敏感性分析计算,得到了更展平的流量分配方案,提高了堆芯热工安全... 详细信息

对传统的堆芯下腔室流量分配进行CFD模拟分析,得到一般传统流量分配板的流型及流量分配的位置规律,优化下腔室流量分配板结构,改善了流量分配孔的位置及对应尺寸,进行相关敏感性分析计算,得到了更展平的流量分配方案,提高了堆芯热工安全,为后期热工的研究分析提供了更好的条件。

关键词：下腔室流量分配分配板敏感性分析

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