检索结果-内蒙古大学图书馆

流体机械 2024年第5期52卷 99-104页

作者：杨松艾阳李耀武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

为了在不改变泵水力部件结构方案和基本水力性能的前提下抑制泵的振动,分析了NiCrAlY硬涂层材料对离心泵叶轮振动特性的影响。针对无涂层叶轮、上盖板涂层、下盖板涂层、叶片涂层的4种叶轮模型,采用有限元分析方法计算得到叶轮的固有特... 详细信息

为了在不改变泵水力部件结构方案和基本水力性能的前提下抑制泵的振动,分析了NiCrAlY硬涂层材料对离心泵叶轮振动特性的影响。针对无涂层叶轮、上盖板涂层、下盖板涂层、叶片涂层的4种叶轮模型,采用有限元分析方法计算得到叶轮的固有特性,并进行叶轮的谐响应分析和瞬态响应分析。最后通过涂覆硬涂层前、后的叶轮模态测试以及响应测试,对叶轮涂覆硬涂层的减振效果进行试验验证。研究发现,相对于上盖板和下盖板涂层,叶片表面涂覆硬涂层对叶轮固有特性及振动响应有更大影响,叶片涂覆硬涂层后,叶轮模态阻尼比增加4.76%,减振效果达到22%以上。研究结果可为离心泵的减振降噪提供参考。

关键词：硬涂层离心泵减振效果

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基于Halcon的堆芯探测器组件图像定位技术研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 196-200页

作者：安彦波余志伟王炳炎陈书华张安锐徐世超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

华龙一号(HPR1000)反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素,不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组... 详细信息

华龙一号(HPR1000)反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素,不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组件图像定位的算法,该算法使用模板匹配的原理在摄像机捕获的探测器组件图像中进行查找,获取探测器组件的精确坐标。实验证明,该算法具有较高的定位精度,能够满足探测器组件拆除工作对图像定位算法的使用要求。

关键词：探测器组件拆除图像定位模板匹配 Halcon

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使用分级方案应用研究堆应急准备与响应要求研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 232-236页

作者：于红程诗思刘汀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

我国当前的研究堆应急管理没有对不同类别研究堆的应急准备与响应作出差异性要求,分级方案是根据与反应堆相关的潜在危害正当应用这些安全要求的良好手段。按照分级方案的步骤,基于我国当前研究堆安全分类准则、国际原子能机构(IAEA)功... 详细信息

我国当前的研究堆应急管理没有对不同类别研究堆的应急准备与响应作出差异性要求,分级方案是根据与反应堆相关的潜在危害正当应用这些安全要求的良好手段。按照分级方案的步骤,基于我国当前研究堆安全分类准则、国际原子能机构(IAEA)功率相关应急威胁分类准则以及应用IAEA应急准备与响应要求的分级方案的依据,提出了我国研究堆的应急管理分类准则以及对不同应急管理类别研究堆应急状态分级和应急计划区(EPZ)要求,这为简化低功率研究堆营运单位应急预案的内容和细节的范围、程度和水平以及建立与不同类别研究堆危害评定结果相称的我国研究堆应急管理系统提供了依据。

关键词：研究堆核应急分级方案相称原则应急管理分类应急准备与响应要求

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基于小位移旋量的浮动式核电站反应堆装卸料定位误差分析与优化

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核动力工程 2022年第3期43卷 207-213页

作者：王炳炎陈书华安彦波董岱林湛卉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610213

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换... 详细信息

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式;采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析,给出了最大倾角与海浪参数的关系,对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化,并将其结果与试验数据进行了比较,相符性较好。

关键词：浮动式核电站装卸料定位小位移旋量(SDT) 误差

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溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 133-137页

作者：王喆张丹邹志强王宁宁杨未东都昱生态环境部核与辐射安全中心北京100082 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

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固... 详细信息

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。

关键词：溶液堆概率安全分析安全目标

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超临界二氧化碳破口喷放特性数值分析

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哈尔滨工程大学学报 2024年第11期45卷 2195-2201页

作者：赵富龙魏瑞轩刘凯方华伟易经纬谭思超田瑞峰哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 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

超临界二氧化碳布雷顿循环系统在发生小破口事故时破口位置处因系统内外压差出现的复杂喷放现象尚未研究清楚。为探究不同上游滞止参数与管道长径比对喷放特性的影响,本文采用数值模拟方法开展三维压力容器小破口喷放现象研究。研究结... 详细信息

超临界二氧化碳布雷顿循环系统在发生小破口事故时破口位置处因系统内外压差出现的复杂喷放现象尚未研究清楚。为探究不同上游滞止参数与管道长径比对喷放特性的影响,本文采用数值模拟方法开展三维压力容器小破口喷放现象研究。研究结果表明:上游滞止压力升高或滞止温度降低引起质量流量增加,长径比增加时质量流量减少。上游滞止参数对流量的影响机理主要是参数变化引起密度发生较大改变从而影响喷放质量流量,管道长径比对流量的影响主要因为直径的变化。滞止压力升高时3组工况流量增加值相差5.3%,滞止温度降低时3组工况流量增加值相差90.7%,相比于压力对喷放流量的影响,温度对流量增加速率影响更为显著。

关键词：超临界流体二氧化碳压力容器泄漏滞止参数长径比质量流量计算流体力学核安全

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激光增材制造技术在堆内构件中的应用研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 233-237页

作者：王庆田李浩胡雪飞王仲辉朱明冬赵伟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

针对钴基合金手工钨级氩弧焊(TIG)堆焊出现的质量问题,开展了钴基合金增材制造工艺研究,尤其是激光增材制造工艺参数的优化研究,然后对钴基合金增材制造层进行一系列的硬度、耐磨性能、耐腐蚀性能等试验研究,并与手工TIG堆焊层性能进行... 详细信息

针对钴基合金手工钨级氩弧焊(TIG)堆焊出现的质量问题,开展了钴基合金增材制造工艺研究,尤其是激光增材制造工艺参数的优化研究,然后对钴基合金增材制造层进行一系列的硬度、耐磨性能、耐腐蚀性能等试验研究,并与手工TIG堆焊层性能进行对比。对比结果表明,激光增材制造层的组织更加细化,硬度更加均匀,耐磨性与耐腐蚀性能均优于手工TIG堆焊层。

关键词：钴基合金激光增材制造组织性能

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UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

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原子能科学技术 2022年第9期56卷 1924-1931页

作者：钱立波陈伟余红星孙玉发熊青文邓坚刘余杜思佳黄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610041

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭... 详细信息

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。

关键词： TRISO燃料颗粒 UN核芯破损概率理论模型

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小型中微子探测器研究进展

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科技导报 2023年第11期41卷 105-112页

作者：黄迁明李兰吕焕文应栋川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

小型中微子探测器在核电厂监测、核潜艇探测、地球物理研究方面具有广泛的应用前景。综述了小型中微子探测器的研制进展,介绍了中微子的种类以及地球中微子、太阳中微子、反应堆中微子的来源和探测原理,针对固体闪烁体、液体闪烁体等探... 详细信息

小型中微子探测器在核电厂监测、核潜艇探测、地球物理研究方面具有广泛的应用前景。综述了小型中微子探测器的研制进展,介绍了中微子的种类以及地球中微子、太阳中微子、反应堆中微子的来源和探测原理,针对固体闪烁体、液体闪烁体等探测器类型,以及中微子相干散射、反β衰变等不同探测原理,梳理了国内外探测技术发展现状以及现有小型中微子探测器样机,分析了不同探测器的结构组成及探测能力,总结出基于固体塑料闪烁体的反β衰变探测器是理想的小型中微子探测器,探讨了小型中微子探测器的发展脉络及前景,提出中国需要开发具有自主知识产权的小型中微子探测器的建议。

关键词：小型中微子探测器反β衰变中微子相干散射地球物理反应堆监测

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UO_(2)燃料裂变气体渗流模型研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 226-231页

作者：李文杰齐飞鹏孙丹辛勇李权李垣明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 中国核动力研究设计院成都610213

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究... 详细信息

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究结果表明,渗流模型预测沿芯块径向的裂变气体释放份额在芯块中间部分出现局部峰值,并随着时间向芯块外侧推进,与辐照试验观察到不同燃耗下径向裂变气体分布现象定性符合。因此,本研究建立的渗流模型能够从机理上解释此前扩散模型未能预测的UO_(2)燃料裂变气体释放份额沿径向非单调分布现象。

关键词：模拟核燃料裂变气体释放渗流

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