检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2025年第1期46卷 209-215页

作者：张英楠彭航杜华于天达余志伟陈西南吴昊张进强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

隔热套组件(简称隔热套)是核电厂反应堆控制棒驱动机构的主要部件之一,由于下端部受到喷射流体冲击,法兰与耐压壳发生接触磨损,导致承载能力和抗冲击能力下降,影响控制棒落棒功能。本文基于Archard模型,提出结构磨损特征时间和隔热套磨... 详细信息

隔热套组件(简称隔热套)是核电厂反应堆控制棒驱动机构的主要部件之一,由于下端部受到喷射流体冲击,法兰与耐压壳发生接触磨损,导致承载能力和抗冲击能力下降,影响控制棒落棒功能。本文基于Archard模型,提出结构磨损特征时间和隔热套磨损微分方程,将结构磨损与运行工况参数及材料物性参数解耦,建立了适用于隔热套的静力学磨损分析模型,得到了沉降高度随结构磨损特征时间变化规律。计算结果表明,对于华龙一号机组驱动机构,其隔热套结构安全运行寿命最长时的倾角为22.6°。通过给出剩余运行寿命与沉降高度对照曲线,为核电厂运行单位提供了隔热套更换评价方法与磨损缺陷处理方案。

关键词：控制棒驱动机构隔热套磨损 Archard模型安全运行寿命

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压水堆棒束多通道流场稀疏数据深度学习求解技术研究

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核动力工程 2025年第2期46卷 81-89页

作者：钱浩陈广亮刘东于洋姜宏伟殷新立杨玉诚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

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10~5,冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于深... 详细信息

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10~5,冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于深度学习的稀疏数据求解方法,通过设计不匹配性自适应调节方案,在控制方程中引入自适应调节因子,动态修正理想模型,克服因数据与方程不一致所引发的收敛障碍及精度不足等问题。在此技术基础上,进一步探讨了在小样本数据条件下的流场求解策略,设计了均匀配点、基于速度梯度配点、混合配点策略,旨在通过优化样本点的空间分布,提升流场求解的整体精度。研究结果表明,在3种策略中,均匀配点策略能够更全面地覆盖流场的整体特性,表现出最佳的优化效果,达到决定系数(R2)大于0.95、均方误差(MSE)在10-4至10-3量级的精度;且在仅采用60个小样本数据配点下(占原始数据点的7.8%)。本文所提出的方法也能有效实现高精度流场求解,为稀疏数据条件下求解压水堆堆芯棒束多通道流场提供了一种高效且适用的技术方案。

关键词：物理信息神经网络(PINNs) 调节因子稀疏数据压水堆棒束多通道深度学习

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双层隔振系统的隔振器刚度适配研究

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噪声与振动控制 2025年第1期45卷 276-280,298页

作者：江小州刘帅黄旋张文正王碧浩袁志豪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

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角... 详细信息

以双层隔振系统为研究对象,建立双层隔振系统的三维有限元模型。在给定的刚度范围内,单独改变设备隔振器刚度值或者底座隔振器刚度值时发现,任意一层隔振器刚度的变化对各级隔振均产生一定的影响。从底座隔振器与设备隔振器刚度比的角度出发,对两层隔振器的刚度进行适配,研究结果表明:在刚度适配时,可能出现振动传递过程中振动放大的情况;当刚度比相同时,在刚度值较小的工况下传递到底座上的振动加速度级比刚度值较大的工况小,同时其整体隔振效果也更好;在所计算的工况中,最优刚度适配工况下的整体隔振效果比最差刚度适配工况提高9.8 dB,传递到底座的振动加速度级降低12.3 d B,辐射声功率级总值降低12.8 dB。

关键词：振动与波双层隔振系统刚度比隔振器刚度适配整体隔振效果声功率级

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基于MOPSO算法的自感式棒位探测器端部补偿多目标优化设计

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核动力工程 2025年第1期46卷 238-246页

作者：张艺璇唐健凯罗凌雁吴昊唐源王益明徐奇伟重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆400044 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

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线... 详细信息

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线圈的多目标优化设计方法:(1)建立端部补偿线圈电感数学模型;(2)采用多目标粒子群优化(MOPSO)算法对补偿线圈结构进行多目标优化;(3)利用熵权法和模糊综合评价法对多个优化目标客观赋权并进行综合评价,选取一组折中最优设计方案,从而快速有效地确定补偿线圈的最优结构参数。通过有限元仿真对比补偿前后结果,发现经过端部补偿后,不仅电感灵敏度提高了28.6%,最大线性拟合误差也降低了45.8%;最后,进行样机实验,结果显示端部补偿后的探测线圈电感灵敏度为0.18 mH/10 mm,最大线性拟合误差小于0.18 mH,可实现10 mm的测量精度,验证了端部补偿线圈多目标优化设计方案的有效性。本文为其在模块化小型反应堆中的应用提供了优化设计理论基础。

关键词：反应堆自感式棒位探测器端部补偿多目标粒子群优化(MOPSO) 多目标优化

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16MND5钢单轴棘轮疲劳行为试验研究

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核动力工程 2025年第1期46卷 160-168页

作者：莫旭阳朱明亮张尚林杨立才陈尧轩福贞华东理工大学机械与动力工程学院上海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

本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行... 详细信息

本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行为的影响。结果表明:该合金在对称与非对称应力循环载荷下均表现出棘轮效应。应力幅值和平均应力的增加降低了疲劳寿命。循环演化表现出初始循环硬化,然后循环软化,最后加速软化。相同应力幅下,平均应力的引入促进了软化。棘轮应变不随拉伸平均应力的增加而单调增加,存在一个最不利的平均应力导致棘轮-疲劳交互最为明显。断口形貌分析表明,根据应力水平的大小,试样可分为疲劳失效和发生较大塑性应变的棘轮失效。

关键词： 16MND5钢应力循环棘轮效应棘轮-疲劳交互断口形貌

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锆合金燃料包壳Cr基涂层的微观结构及微动磨损性能

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中国表面工程 2025年

作者：余建国李正阳宁闯明余施佳蔡振兵西南交通大学摩擦学研究所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

压水堆（Pressurized water reactors， PWRs）内流致振动（Flow induced vibration， FIV）导致的定位格架与燃料棒之间的微动磨损（Grid-to-rod fretting， GTRF）是压水堆燃料包壳失效的主要原因，它可能导致燃料包壳破损，进而引发... 详细信息

压水堆（Pressurized water reactors， PWRs）内流致振动（Flow induced vibration， FIV）导致的定位格架与燃料棒之间的微动磨损（Grid-to-rod fretting， GTRF）是压水堆燃料包壳失效的主要原因，它可能导致燃料包壳破损，进而引发放射性物质泄漏等一系列严重事故的发生。Cr基涂层作为事故容错燃料（Accident tolerant fuel， ATF）包壳最有发展前景的候选涂层之一，其微动磨损性能研究对于提升核反应堆的安全性、效率和应对复杂服役环境挑战具有重要意义。采用磁控溅射工艺在锆合金表面制备了Cr、CrN、CrAlN和CrAlSiN等四种涂层，分析了涂层的微观结构和物相组成。开展微动磨损试验，探究了锆合金及不同涂层的微动磨损性能及磨损机理。结果表明：不同涂层表面有金属熔滴形成的颗粒物，表面结构致密且硬度相较于锆合金基体更高，其中，CrN涂层表面最为光滑，粗糙度仅为0.10 μm。不同涂层的磨损深度及磨损率相较于锆合金均显著降低，CrN涂层和CrAlSiN涂层磨损程度近似且最轻，其磨损率约为锆合金的1/7，磨损深度约为锆合金的1/5。综合该两种涂层的表面完整性及耐磨损性能，CrN涂层更优。锆合金磨损机制主要为粘着磨损、磨粒磨损和腐蚀磨损，而不同涂层的磨损机制主要为磨粒磨损和腐蚀磨损。以上研究成果对于提升ATF材料性能、揭示磨损机制以及推动技术创新与应用的起到重要作用。

关键词： Cr基涂层锆合金微观结构微动磨损磨损机理

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高温钠热管间歇沸腾换热特性分析

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核技术 2025年第3期48卷 155-162页

作者：王岩马誉高马在勇潘良明朱隆祥唐思邈连强重庆大学低品位能源与利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 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

热管作为一种将蒸发和冷凝相结合的高效传热元件,被广泛应用于核能和航空航天等领域。热管若发生间歇沸腾将造成温度波动,进而影响整个热管冷却反应堆的安全。针对钠热管在不同充液量的情况下间歇沸腾的换热特性开展实验和理论的研究。... 详细信息

热管作为一种将蒸发和冷凝相结合的高效传热元件,被广泛应用于核能和航空航天等领域。热管若发生间歇沸腾将造成温度波动,进而影响整个热管冷却反应堆的安全。针对钠热管在不同充液量的情况下间歇沸腾的换热特性开展实验和理论的研究。实验方面,搭建了高温钠热管加热的实验台,研究了以液态金属钠为工质的热管在不同的液面深度和不同的丝网目数下其蒸发段的换热特性。理论方面,在实验数据的基础上,分析了不同充液量、不同丝网目数的对蒸发段换热系数的影响,并提出了钠热管在单相对流区和间歇沸腾区的蒸发段换热系数的模型。结果表明:热管发生间歇沸腾时,其换热性能要远低于正常运行时的换热性能。

关键词：高温钠热管间歇沸腾蒸发段换热系数换热性能

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双层叶片离心泵空化气泡演化特性研究

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中国电机工程学报 2025年第6期45卷 2285-2297,I0021页

作者：彭程邓坚吴江上海电力大学能源与机械工程学院上海市浦东新区201306 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省成都市610213

水力机械作为电力、船舶、武器等行业广泛应用的通用机械,越来越向高速化的趋势发展,然而一旦发生空化,将严重制约其效率和安全稳定性。空化过程涉及多相流、湍流和质量传递等复杂的流体力学过程,目前,针对非定常工况下空化气泡演化特... 详细信息

水力机械作为电力、船舶、武器等行业广泛应用的通用机械,越来越向高速化的趋势发展,然而一旦发生空化,将严重制约其效率和安全稳定性。空化过程涉及多相流、湍流和质量传递等复杂的流体力学过程,目前,针对非定常工况下空化气泡演化特性的数值模拟研究相对较少。该文首先建立双层叶片离心式水泵及流道模型,采用Realizable k-ε湍流模型及Schnerr-Sauer空化模型,探究不同吸入段初始雷诺数(6×10^(6)~18×10^(6))及转速(400~600 r/min)作用下的空化历程,并针对其中空化初生阶段的起始、空化气泡逃逸阶段的起始及空化区域分布进行定性与定量分析。结果表明:水泵腔体内空化的发生需要满足流场内高速与低压共存的条件。双层叶片转速或吸入段初始雷诺数的增加,均会造成空化气泡初生阶段开始的时间提前,而影响空泡逃逸开始时刻的主要因素是吸入段的初始雷诺数。保持吸入段初始雷诺数不变,伴随叶片转速的增加,空化区域将不断扩大;而保持叶片转速不变,伴随吸入段初始雷诺数的升高,空化区域将逐渐减少,呈现向吸入段位置收缩的效果。该文研究结果可为理解流体机械内部的汽-液两相流瞬时转化,优化水泵叶片结构、减少水泵汽蚀提供一定的技术参考。

关键词：空化空化初生空化区域初始雷诺数 STAR CCM+

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超临界水冷堆候选包壳材料研究进展与思考

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核动力工程 2025年第1期46卷 183-190页

作者：张乐福黄涛苏豪展高阳郭相龙沈朝陈凯上海交通大学核科学与工程学院上海200240 中国原子能科学研究院北京102413 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 上海交通大学材料科学与工程学院上海200240

超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回顾。铁素体/马氏体(F/M)钢、奥氏体不锈钢及镍基合金均存在某方面的性能不足。最后,介绍了近年来新兴的SCWR候选包壳材料,包括新型含铝奥氏体不锈钢、氧化物弥散强化钢、梯度材料及其他组织改进技术的研究进展。

关键词：超临界水冷堆燃料包壳材料均匀腐蚀应力腐蚀开裂

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核级设备危险频率下的电接触摩擦磨损试验与模拟研究

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摩擦学学报(中英文) 2025年第2期45卷 276-287页

作者：王东伟丁昊昊蒋维赵阳李发强汪凡雨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 西南交通大学机械工程学院四川成都610031

针对核安全级DCS(Distributed Control System)设备在其服役过程中存在的电接触磨损问题,本研究中首先对安全级DCS设备进行扫频试验,在得到设备的危险频率后,搭建电接触摩擦磨损试验台,并进行一系列摩擦学试验.结合电—热—机顺序耦合... 详细信息

针对核安全级DCS(Distributed Control System)设备在其服役过程中存在的电接触磨损问题,本研究中首先对安全级DCS设备进行扫频试验,在得到设备的危险频率后,搭建电接触摩擦磨损试验台,并进行一系列摩擦学试验.结合电—热—机顺序耦合分析法与Archard磨损模型,探索电流大小对电接触摩擦磨损的影响.结果表明:核安全级DCS设备的一阶共振频率为12 Hz.在该频率激励下,随着输入电流增大,电接触界面摩擦系数表现出先减小后增大的现象.电接触表面表现出磨粒磨损、剥层和电弧烧蚀的特点.增大电流虽然导致界面磨损加剧,但是高温下的材料软化使得接触区域增大,有利于电接触保持更长时间的低电阻状态.但是,大电流作用下磨损表面分布不均匀,接触电阻的波动频率显著增加.有限元分析能够较好地模拟电接触摩擦磨损过程,但是由于电接触状态下,摩擦区域的接触应力有所差异,因此磨痕区的磨损深度各不相同.在磨痕两侧,增大电流导致磨痕深度加剧,而在磨痕中间区域,输入电流为2 A时的磨痕深度明显大于输入电流为1 A和3 A的状态,这与试验结果一致.

关键词：核安全级DCS 电接触摩擦磨损有限元分析 Archard磨损模型

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