检索结果-内蒙古大学图书馆

压力容器 2021年第2期38卷 1-6,21页

作者：段颉颃赖焕生林榕童晨垚张尚林福州大学石油化工学院福州350116 中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 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

通过拉伸和断裂试验,研究了热熔对接对中密度聚乙烯(MDPE)管力学性能和焊接裂纹的影响。拉伸试验表明,热熔对接对材料的屈服应力、Ramberg-Osgood应变硬化指数n等力学性能几乎没有影响;断裂试验结果表明,最大施加载荷时的J积分随a/W值... 详细信息

通过拉伸和断裂试验,研究了热熔对接对中密度聚乙烯(MDPE)管力学性能和焊接裂纹的影响。拉伸试验表明,热熔对接对材料的屈服应力、Ramberg-Osgood应变硬化指数n等力学性能几乎没有影响;断裂试验结果表明,最大施加载荷时的J积分随a/W值的增大几乎呈线性增加,当0.2

关键词：管道中密度聚乙烯焊缝裂纹 J积分

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含铒不锈钢屏蔽材料中第二相的析出行为研究

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钢铁钒钛 2020年第2期41卷 163-168页

作者：赵勇刘云明谷明非潘钱付王玉容吴裕中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213 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

利用金相显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)对含铒不锈钢中第二相的析出行为进行了研究。结果表明:不锈钢中第二相以Ni-Er系为主,存在两种元素组成一致但含量差异明显的第二相,两种第二相中Ni、Er摩尔分数之比均为2∶1;不锈钢中第二相大部分呈... 详细信息

利用金相显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)对含铒不锈钢中第二相的析出行为进行了研究。结果表明:不锈钢中第二相以Ni-Er系为主,存在两种元素组成一致但含量差异明显的第二相,两种第二相中Ni、Er摩尔分数之比均为2∶1;不锈钢中第二相大部分呈长条状,沿晶界呈网状析出,其析出数量随着Er含量的增加呈直线上升的趋势,当Er含量由1.62%增加至7.45%时,第二相的析出面积百分数由7.0%增至24.5%;第二相塑性较基体组织差,两者无法协同变形,外力作用导致第二相破碎、断裂,从而引起了微裂纹的萌生和发展。

关键词：不锈钢铒第二相析出

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地震载荷下反应堆系统的不确定性量化

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原子能科学技术 2019年第5期53卷 899-905页

作者：黄茜熊夫睿王碧浩兰彬齐欢欢江小州冯志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610041

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采... 详细信息

反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。

关键词：反应堆系统地震分析最大熵原理不确定性量化

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自给能中子探测器在反应堆中子测量中的应用研究

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科技视界 2021年第7期 131-134页

作者：杨戴博李昆韦文彬李丹夏源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

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头... 详细信息

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头材料选取,重点分析了铑SPND的响应机理和延迟修正方法,并对不同延迟修正方法的效果进行了对比。文章的研究对于SPND的理论机理分析和实际工程应用都具有一定的意义。

关键词：自给能中子探测器堆芯中子注量率响应机理延迟修正

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核电厂安全注入系统可靠性评估研究

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科技视界 2021年第15期 110-114页

作者：王保平赖建永尹莎莎张玉龙余小权中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键。当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意... 详细信息

在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键。当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意义。而这些系统的可靠性对于反应堆是否能够安全停堆有着重要影响。由于一个系统内包含的设备种类比较多,短期内无法判断设备的磨损程度,因此,通过数值模拟的方法可以直观地表征设备和系统的可靠度,从而对系统的安全性有量化的判断,进一步地保障了堆芯运行的安全性。

关键词：安全注射系统可靠性数值模拟失水事故失效概率

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新型可燃毒物的混合应用研究

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科技创新导报 2021年第8期18卷 56-59页

作者：秦冬陈长卢迪樊兴魏彦琴李健杨平魏学栋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 中国核动力研究设计院四川成都610041

可燃毒物是长寿期小型无可溶硼堆芯全寿期反应性控制的重要手段。可燃毒物的燃耗特性对反应堆全寿期的功率分布具有重要影响,获取与堆芯燃耗匹配性好的新型可燃毒物是目前研究的一个重要方向。本文在单种可燃毒物研究的基础上,考虑对两... 详细信息

可燃毒物是长寿期小型无可溶硼堆芯全寿期反应性控制的重要手段。可燃毒物的燃耗特性对反应堆全寿期的功率分布具有重要影响,获取与堆芯燃耗匹配性好的新型可燃毒物是目前研究的一个重要方向。本文在单种可燃毒物研究的基础上,考虑对两种可燃毒物进行混合使用。分析结果表明:采用分区混合使用的方式,可使可燃毒物在初始引入负反应性相当的情况下,寿期中反应性振荡和寿期末反应性惩罚比其他方案具有明显优势。本文的工作为新型可燃毒物的研究提供了一种新的思路。

关键词：可燃毒物长寿期堆芯混合应用计算评估

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智能技术与反应堆结构设计的结合

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科技创新与应用 2021年第3期11卷 98-100页

作者：杜华罗英余志伟方浩宇刘盈莫锦涛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610231 中国核动力研究设计院四川成都610231

各种智能技术和大数据技术在许多行业取得了突破性进展,并获得了良好的推广。但是人工智能大数据的相关技术还没有在反应堆结构设计,甚至一般的机械结构设计领域取得较好的应用,只是在智能机械制造以及机器人方面提供了大量案例供借鉴... 详细信息

各种智能技术和大数据技术在许多行业取得了突破性进展,并获得了良好的推广。但是人工智能大数据的相关技术还没有在反应堆结构设计,甚至一般的机械结构设计领域取得较好的应用,只是在智能机械制造以及机器人方面提供了大量案例供借鉴。我国反应堆结构设计手段在智能化方面仍然处于起步阶段,文章对智能技术有可能应用到反应堆结构设计中的包括结构设计、结构优化等几个方面,进行了探讨,分析了其发展前景,为反应堆结构设计智能化转型进步提供借鉴。

关键词：反应堆结构智能技术设计

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不凝气对池内亚音速蒸汽直接接触凝结影响

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热科学与技术 2021年第5期20卷 451-461页

作者：陈聪卢涛王杰赵京王月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 北京化工大学机电工程学院北京100029 中国成达工程有限公司四川成都610000

利用VOF多相流模型和修正的热相变凝结模型对含不凝气蒸汽亚音速射入池内的直接接触凝结过程进行了数值模拟。主要研究了不同不凝气含量对蒸汽直接接触凝结过程中气羽形态、温度和压力分布的影响。研究结果表明:随着凝结的进行不凝气在... 详细信息

利用VOF多相流模型和修正的热相变凝结模型对含不凝气蒸汽亚音速射入池内的直接接触凝结过程进行了数值模拟。主要研究了不同不凝气含量对蒸汽直接接触凝结过程中气羽形态、温度和压力分布的影响。研究结果表明:随着凝结的进行不凝气在气液界面处集聚成为一层不凝气层,随着不凝气含量的增加,不凝气层的厚度也增加,气羽不再呈现周期性的变化;不凝气的存在使得池内温度高温区域增大,温度分布相对均一;同时随着不凝气含量的升高,压力振荡的强度减弱,凝结形成的负压值升高。

关键词：直接接触凝结不凝气亚音速气羽形态压力振荡

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核安全级DCS系统T1试验装置设计与实现

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自动化应用 2025年第2期66卷 268-270页

作者：王枨宇陈钊文景李祁颖万子源黎静银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

传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试... 详细信息

传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试验装置,实现输入通道精度和可用性的自动测试。该装置已在NASPIC平台某安全级DCS产品上进行了验证,实现了T1试验自动化测试。此装置的应用大幅提升了试验效率及数据分析的便捷性,可为其他平台T1试验实现自动化测试提供一定参考。

关键词：安全级DCS T1试验 NASPIC平台自动化测试

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控制棒组件缓冲结构缓冲设计方法研究

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中国核电 2021年第1期14卷 35-39页

作者：张吉斌李垣明黄春兰蒲曾坪中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610041

控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析。通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力... 详细信息

控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析。通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力的规律。本文的计算方法及结果可以指导控制棒组件缓冲结构的设计。

关键词：控制棒组件缓冲结构缓冲设计冲击力

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