检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第6期41卷 131-137页

作者：郭家丰卢川毛辉辉孙中宁王建军王晓烈哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨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成都610213

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确... 详细信息

使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用,但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升,WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析,从数学原理上入手,提出了一种基于WILKS公式原理的不确定性分析容忍限上下界估计的新方法。相比于WILKS公式,本文所述的方法可以有效降低所需计算的最小样本容量,减少不确定性分析的时间成本。

关键词：不确定性分析 WILKS公式容忍限估计方法最小样本容量

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放射性能谱智能化分析程序开发和应用

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科技视界 2022年第1期 20-22页

作者：田超刘嘉嘉温兴坚张宏越吕焕文中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

反应堆一回路系统以及事故后的安全壳内包含了裂变产物、腐蚀产物以及活化产物等放射性源项。由于放射性核素的数目繁多,其衰变形式复杂多样化,放射性核素衰变产生的能谱的准确性对安全壳内放射性剂量的评价会产生重要的影响,基于此,文... 详细信息

反应堆一回路系统以及事故后的安全壳内包含了裂变产物、腐蚀产物以及活化产物等放射性源项。由于放射性核素的数目繁多,其衰变形式复杂多样化,放射性核素衰变产生的能谱的准确性对安全壳内放射性剂量的评价会产生重要的影响,基于此,文章开发了基于复杂分布源的放射性能谱智能化分析程序,并进行了验证。结果表明:(1)所开发的程序理论模型正确;(2)与对标程序进行验证和应用分析,结果准确。

关键词：放射性能谱智能化

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基于分子动力学模拟Fe的辐照损伤行为研究

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科技视界 2022年第21期 32-34页

作者：田超温兴坚唐松乾应栋川李文瀚核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213

反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自堆芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处... 详细信息

反应堆压力容器或其关键设备可能会长期受到来自堆芯的高能中子射线照射造成辐照损伤,从而影响到其关键性能,所以需要对压力容器和关键设备的辐照损伤行为开展模拟研究。文章利用分子动力学原理,采用分子动力学分析软件LAMMPS以及后处理可视化分析软件OVITO对Fe晶体在接受辐射照射后的缺陷数量进行了初步研究,并系统分析了初级离位原子(PKA)的温度、飞行方向和能量对缺陷的影响。结果表明:(1)辐射照射后形成的缺陷对数量随PKA温度的增加会出现一个小幅度减少的态势;(2)PKA方向变化对辐照损伤后形成的缺陷对数量影响不大,而仅仅影响其分布;(3)辐射缺陷相对数量随着PKA携带能量的升高而增大。

关键词：分子动力学 Fe晶体辐照损伤

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高熵合金焊接技术研究现状与展望

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材料热处理学报 2023年第1期44卷 10-21页

作者：唐景黎黄本生黄思语郑建能西南石油大学新能源与材料学院四川成都610500 西南石油大学能源装备研究院四川成都610500 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610213 二重(德阳)重型装备有限公司四川德阳618099

高熵合金是近年来新兴的一类合金材料,将其用于工程装备领域的同种或异种结构材料焊接,能充分发挥出高熵合金的特性和性能优势,具有广阔的应用前景。本文首先就高熵合金的特点及焊接性进行了分析,然后综述了高熵合金同种或异种材料连接... 详细信息

高熵合金是近年来新兴的一类合金材料,将其用于工程装备领域的同种或异种结构材料焊接,能充分发挥出高熵合金的特性和性能优势,具有广阔的应用前景。本文首先就高熵合金的特点及焊接性进行了分析,然后综述了高熵合金同种或异种材料连接常见的焊接技术研究现状,包括电弧焊、激光焊、电子束焊、扩散焊、搅拌摩擦焊和其他。最后总结了不同焊接技术在相同或不同材料的高熵合金焊接过程中存在的问题,并针对存在的问题提出了以后高熵合金焊接的重点研究方向,以期对高熵合金在焊接领域的应用发展提供参考。

关键词：高熵合金焊接技术同种/异种材料焊接接头

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熔融物堆芯冷却滞留特性研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 193-196页

作者：宋建向清安邓坚余红星杜娟毕金生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 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯... 详细信息

以模块式小型堆ACP100为分析对象,建立MELCOR程序严重事故分析模型,分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统(CIS)的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为,并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明,严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池,堆芯周围燃料组件保持完整结构状态,堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效;CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热,最终实现熔融物堆芯滞留,避免下封头内形成熔融池。

关键词：模块式小型堆严重事故熔融物堆芯滞留堆腔注水系统

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铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn稀土镁合金高温压缩本构行为及加工图

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稀有金属材料与工程 2020年第8期49卷 2591-2598页

作者：刘崇亮权高峰周明扬郭阳阳范玲玲西南交通大学材料先进技术教育部重点实验室四川成都610031 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

研究了铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn镁合金在应变量为50%、温度350~450℃、应变速率0.0001~0.1 s^-1条件下热压缩过程中的本构行为、组织演变和热加工性能。选用双曲正弦本构方程描述合金的流变行为以及变形参数间的关系。结果表明,温度和... 详细信息

研究了铸态Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn镁合金在应变量为50%、温度350~450℃、应变速率0.0001~0.1 s^-1条件下热压缩过程中的本构行为、组织演变和热加工性能。选用双曲正弦本构方程描述合金的流变行为以及变形参数间的关系。结果表明,温度和应变速率对Mg-8Y-6Gd-1Nd-0.17Zn镁合金的流变应力行为有重要影响,其流变应力随温度的降低和应变速率的增加而增大,并且在温度高于400℃压缩时,合金的真应力应变曲线具有典型的动态再结晶特性。在本实验条件下,该合金变形期间的活化能(Q)和应力指数(n)分别为359.258 k J/mol和5.24,实验值与计算值之间的平均误差(ARE)为3.37%。最后基于动态材料模型加工理论,结合热加工图和压缩过程中的组织演变,确定了该合金的最佳热加工参数为:加热温度400~450℃,应变速率为0.0001~0.001 s^-1。

关键词： Mg-Gd-Y-Nd-Zn镁合金热压缩微观结构演变本构方程热加工图

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核安全级仪控产品设计制造风险管理研究

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自动化仪表 2023年第S1期44卷 186-189,195页

作者：穆兰芬张大林西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安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四川成都610213

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风... 详细信息

核安全法规定了核安全级仪控产品设计制造必须开展风险管理,但目前核电相关标准未制定具体的风险管理方法。ISO 9001—2016规定了组织应策划应对风险的措施。为落实核安全法对风险管理的要求,对ISO 9001—2016中关于“组织应策划应对风险的措施”如何在核安全级仪控产品设计制造过程中运用和实施进行了研究。将通用质量管理标准要求应用于核安全级仪控产品设计制造过程的风险识别和控制,总结了一套核安全级仪控产品设计制造风险管理的方法。此研究适用于电子产品设计制造的风险识别,以提升电子产品设计制造质量、推动高质量发展。

关键词：核安全仪控产品风险识别质量管理设计制造

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基于PCA的主泵传感器状态监测模型

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核动力工程 2020年第3期41卷 170-176页

作者：朱少民夏虹彭彬森王岩王志超张汲宇姜莹莹哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨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成都610213

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监... 详细信息

核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。

关键词：主泵状态监测传感器主成分分析

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FCM燃料堆内行为模拟及结构设计研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 197-200页

作者：周毅刘仕超陈平李垣明辛勇刘振海张林谷明非赵艳丽乐韵琳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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区... 详细信息

本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散(FCM)燃料的热力学行为,在保证堆芯装载要求的条件下,研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度,调整TRISO颗粒间的间距,保证无燃料区和SiC层同时具有较低的应力水平。分析了无燃料区厚度为100~500μm时基体SiC、无燃料区以及SiC层的应力分布,结果表明,基体SiC和SiC层最大应力随无燃料区厚度增大而增大,而无燃料区的最大应力则随其厚度增大而降低。当无燃料区厚度为400μm时,无燃料区和SiC层均处于较低的应力状态,无燃料区SiC基体应力约为400 MPa,而SiC层的最大环向应力约为200 MPa,其失效概率约为2.5×10^-4。因此,当无燃料区厚度为400μm时,FCM燃料既能维持芯块结构完整,又能保证SiC层具有较低的失效概率。结构优化为FCM燃料的应用提供了基础。

关键词： FCM燃料热力学行为结构优化失效概率

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先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ输运模块并行优化开发

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原子能科学技术 2020年第5期54卷 930-936页

作者：涂晓兰柴晓明刘东芦韡王鑫李勋昭付元光郭凤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610213 北京应用物理与计算数学研究所北京100094

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效... 详细信息

先进中子学栅格程序KYLIN-Ⅱ的输运计算模块采用了特征线中子输运计算方法,其计算精度较高,可适用于反应堆中复杂的燃料组件,然而当网格规模、能群数、特征线数较大时,计算时间较长,计算效率较低,因此需对其进行并行优化,以提高计算效率。通过性能分析,发现特征线扫描和高阶散射源计算较为耗时。本文通过基于MPI的能群并行、E指数优化、角通量球谐函数展开等方法实现了并行优化。基准题验证表明,并行优化计算精度较高,E指数优化对特征线扫描效率提升较好,角通量球谐函数展开对高阶散射源计算效率提升较好。经过优化后的KYLIN-Ⅱ的输运计算模块加速效果显著,可满足工程使用需求。

关键词：中子输运方程特征线方法 E指数优化角通量球谐函数展开

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