检索结果-内蒙古大学图书馆

电焊机 2023年第12期53卷 7-21页

作者：何大明黄祖来周利孙舒蕾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 哈尔滨工业大学先进焊接与连接国家重点实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工业大学(威海)山东省特种焊接技术重点实验室山东威海264209

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,... 详细信息

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,从焊接填充材料的选择和优化、可能应用的焊接方法、焊后热处理及工艺控制等方向探讨了解决措施与发展方向。为提高此类接头质量和可靠性的研究提供参考,从而确保核电站的安全运行。

关键词：反应堆压力容器异种金属焊接接头质量研究现状

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高精度系统分析程序集成设计计算平台开发

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核动力工程 2020年第S01期41卷 55-58页

作者：王雅峰刘东王媛美庞勃黄涛卢忝余刘盈唐雷中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中核集团核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213

针对高精度系统分析程序快速模块化建模、计算管理以及图形化后处理需求,采用可视化建模技术,开展了模块化建模、数据管理与显示、软件集成与任务控制等技术研究,开发了高精度系统分析程序集成设计计算平台。该平台人机交互界面友好,提... 详细信息

针对高精度系统分析程序快速模块化建模、计算管理以及图形化后处理需求,采用可视化建模技术,开展了模块化建模、数据管理与显示、软件集成与任务控制等技术研究,开发了高精度系统分析程序集成设计计算平台。该平台人机交互界面友好,提供了高精度系统分析程序的快速模块化建模、执行调度、计算结果动态显示、建模过程错误检查、缺省值设定、工程管理及多人协同工作等功能,实现了核反应堆系统模型的可重用性与工程经验的积累与反馈。测试结果表明,该平台能满足高精度系统分析程序设计验证的需求,有效提高了反应堆设计分析效率,促进了该程序在核反应堆系统设计与分析领域的技术应用与发展。

关键词：核反应堆系统系统分析程序可视化建模

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新时代核电档案工作转型升级思考

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科技视界 2021年第8期 53-55页

作者：杨林孙家诚严开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

在新中国成立初期、改革开放后、新时代等不同时期,核电档案工作的侧重点都是不同的,档案工作者所要解决的主要矛盾是不同的。文章结合所在单位工作实际,分析了新时代背景下,核电档案管理目前存在的文件归档双轨制、档案利用服务被动、... 详细信息

在新中国成立初期、改革开放后、新时代等不同时期,核电档案工作的侧重点都是不同的,档案工作者所要解决的主要矛盾是不同的。文章结合所在单位工作实际,分析了新时代背景下,核电档案管理目前存在的文件归档双轨制、档案利用服务被动、档案验收被动等主要问题,提出了电子文件管理单轨化、档案服务知识化、档案管理前端化等主要解决措施。新时代核电档案工作者应该转变思维,更加注重档案的主动服务,在保持传统档案管理职能的同时,也要积极探索未来发展方向,拓宽业务范围,增强职能作用,实现发展定位上的转型升级。

关键词：新时代核电档案转型

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赋能数字化反应堆的知识工程建设实践

赋能数字化反应堆的知识工程建设实践

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中国核学会2021年学术年会

作者：徐浩然李聪崔静华颜雄严开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

数字化反应堆相关技术是近年来核反应堆方向日益关注的新兴领域,其中知识工程技术及其相关应用成为了数字化反应堆提质增效、留存研发经验的倍增器。目前已有核设计院通知识工程建设,以数字化反应堆为切入点,构建了知识资源、工具方法... 详细信息

数字化反应堆相关技术是近年来核反应堆方向日益关注的新兴领域,其中知识工程技术及其相关应用成为了数字化反应堆提质增效、留存研发经验的倍增器。目前已有核设计院通知识工程建设,以数字化反应堆为切入点,构建了知识资源、工具方法、多维赋能、制度组织组成的"四位一体"的知识工程体系,向下实现了研发知识的管理,向上实现了与研发流程的紧密融合,通过知识的"采、存、管、用"循环实现了个人提效赋能、业务场景赋能、管理支撑赋能,利用全面统一的综合集成研发平台,打破原有设计活动割裂、知识应用水平不足的状况,为后续多种堆型的高效研制打下了坚实基础。

关键词：知识工程数字化反应堆赋能

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确定论与概率论相结合的小型模块化压水堆应急堆芯冷却系统配置研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 175-179页

作者：高颖贤张航邱志方刘兆东李美福曾未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

基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异;在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急... 详细信息

基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异;在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急堆芯冷却系统设计,建议可取消安全级的ACC,在非能动堆芯补水箱(CMT)失效后利用其他已有注水水源来平衡设计,如能动余热排出系统增设换料水箱安注功能。

关键词：小型模块化压水堆确定论概率论安注箱

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六角形几何积分输运变分节块法及加速方法研究

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核技术 2020年第6期43卷 48-54页

作者：殷晗张斌刘晓晶张滕飞上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

精确高效的中子学计算方法是快堆概念设计和方案优化的必备条件。本研究提出一种积分形式的变分节块法以求解六角形节块几何下的三维多群中子输运方程。该方法采用积分方法处理节块内部中子角通量密度,采用偶宇称球谐函数处理节块表面... 详细信息

精确高效的中子学计算方法是快堆概念设计和方案优化的必备条件。本研究提出一种积分形式的变分节块法以求解六角形节块几何下的三维多群中子输运方程。该方法采用积分方法处理节块内部中子角通量密度,采用偶宇称球谐函数处理节块表面中子角通量密度,同时采用准反射边界条件方法减少节块表面的角度自由度数目,以节省计算成本。针对TAKEDA-4基准题的验证结果表明:相比于传统基于球谐函数离散的变分节块法,本方法在低阶角度近似下可将特征值计算偏差降低2~5倍;在高阶角度近似如P7近似下,加速算法能够实现33倍的加速比。研究建立的积分中子输运变分节块法可用于六角形组件几何快堆的高效、精确模拟。

关键词：变分节块法六角形几何积分方法准反射边界条件

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基于热管技术的非能动余热排出系统换热能力研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 100-104页

作者：鲜麟周科李峰杨帆张卓华张丹王小吉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

分离式热管技术在工业领域已有应用,多用于余热回收锅炉等节能领域,具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计,并基于系统程序对设... 详细信息

分离式热管技术在工业领域已有应用,多用于余热回收锅炉等节能领域,具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计,并基于系统程序对设计方案进行了分析论证,研究了不同充液率、冷热芯位差以及蒸发段和冷凝段面积比等系统条件下的热管传热能力,得到了各参数对热管性能的影响规律,并给出了推荐的适用于非能动余热排出系统设计的参数范围和方向。在本文计算范围内,充液率大于0.7后传热功率明显下降,零位差下系统仍能建立稳定循环,面积比在1.0~2.5范围内变化时,热管功率随面积比线性增大。

关键词：非能动余热排出系统分离式热管充液率

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内压条件下轴向内表面裂纹管道蠕变断裂参量C;的工程估算方法

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机械工程材料 2021年第12期45卷 62-66页

作者：刘长军蔡君孙春燕谈建平邵雪娇华东理工大学机械与动力工程学院承压系统与安全教育部重点实验室上海200237 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

以内压条件下含轴向内表面裂纹的管道为研究对象,通过引入x_(0)参数使J积分全塑性解与蠕变指数无关对Zahoor提出的蠕变断裂参数C^(*)估算方法进行改进;采用改进方法、Zahoor估算公式以及参考应力法中的R6整体解和Kim优化解计算不同蠕变... 详细信息

以内压条件下含轴向内表面裂纹的管道为研究对象,通过引入x_(0)参数使J积分全塑性解与蠕变指数无关对Zahoor提出的蠕变断裂参数C^(*)估算方法进行改进;采用改进方法、Zahoor估算公式以及参考应力法中的R6整体解和Kim优化解计算不同蠕变指数和不同裂纹尺寸下的C^(*)值,并与有限元计算结果进行比较。结果表明:参考应力法所得C^(*)值比有限元计算结果大2~8倍,准确度较差;改进方法所得C^(*)值与有限元计算结果的比值在1左右,准确度较高;与Zahoor估算公式相比,改进方法在蠕变指数为3时的计算准确度更高,但随着蠕变指数增大,2种方法的计算准确度趋于相同。

关键词：蠕变断裂参量工程估算参考应力法轴向裂纹管道

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基于CSG的堆芯蒙特卡罗输运模型可视化转换技术研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 180-184页

作者：袁光辉刘东余红星郝江涛强胜龙刘盈曹国海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

为了提高堆芯蒙特卡罗精细输运计算模型(简称MC计算模型)的三维可视化分析效率,在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上,通过对不同类型几何模型的特点,以及构造实体几何(CSG)模型的描述方法进行分析,提出了一种堆芯精... 详细信息

为了提高堆芯蒙特卡罗精细输运计算模型(简称MC计算模型)的三维可视化分析效率,在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上,通过对不同类型几何模型的特点,以及构造实体几何(CSG)模型的描述方法进行分析,提出了一种堆芯精细MC计算模型的自动三维可视化转换方法,并对可视化转换过程涉及到的CSG模型到边界描述(BREP)模型转换、BREP模型网格离散和CSG模型转换效率优化等关键技术进行了深入研究。测试结果表明,提出的MC计算模型自动三维可视化方法在功能和效率方面均能满足工程使用需求。

关键词：蒙卡模型可视化 CSG模型到BREP模型转换 BREP模型离散多任务并行

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适用于DMRM评价模型的评估方法研究

适用于DMRM评价模型的评估方法研究

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中国核学会2021年学术年会

作者：黄涛李仲春邓坚丁书华刘余吴丹钱立波申亚欧杜鹏吴增辉核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院

失水事故是安全评价中最重要的设计基准事故之一,其分析方法被国内外学者或机构广泛研究。中国核动力研究设计院自主研发了DMRM(Deterministic Model Realistic Methodology)失水事故评价模型,该模型属于组合评价模型,具有以下特点:1)... 详细信息

失水事故是安全评价中最重要的设计基准事故之一,其分析方法被国内外学者或机构广泛研究。中国核动力研究设计院自主研发了DMRM(Deterministic Model Realistic Methodology)失水事故评价模型,该模型属于组合评价模型,具有以下特点:1)物理模型采用满足10 CFR 50附录K要求的保守模型,形成了保守的计算机程序ARSAC;2)对部分系统部件可用性假设、初始条件和边界条件,采用基于现实的抽样方法。针对此类评价模型的评估方法尚未建立,因此,本文针对DMRM评价模型的评估方法进行研究。首先,从现象识别及排序表(PIRT)出发,筛选出对失水事故进程影响较大的关键现象,并对关键现象对应的模型进行研究,并根据附录K要求范围对模型进行分类;在此基础上,根据不同分类的模型评价要求,建立相应的分离效应验证矩阵,完成自下而上的评价;最后,建立整体性效应验证矩阵,完成自上而下的评价。本文提出的评价方法能够为DMRM评价模型的评估提供理论指导。

关键词：失水事故评估方法 DMRM 先进反应堆系统分析程序验证矩阵

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