检索结果-内蒙古大学图书馆

编辑学报 2006年第S1期18卷 27-30页

作者：张明军左成元孙华平查刚菊田平刘胜吾中国核动力研究设计院核动力工程编辑部成都610041

办公自动化软件Microsoft word具有强大的处理图表、数学公式的功能,并具有“所见即所得、图文混排、简单易学以及操作界面友好、智能化程度高”等特点,为了充分利用作者的电子文档,避免重复劳动、加强与作者的沟通、提高编辑质量和办... 详细信息

办公自动化软件Microsoft word具有强大的处理图表、数学公式的功能,并具有“所见即所得、图文混排、简单易学以及操作界面友好、智能化程度高”等特点,为了充分利用作者的电子文档,避免重复劳动、加强与作者的沟通、提高编辑质量和办刊效率,根据科技期刊的排版特点从设备配置、编辑工作流程、文稿编辑加工以及论文的镜象输出等方面利用Microsoft word实现了科技期刊编、排、校一体化。实践经验表明:Microsoft word可以用于科技期刊的排版,利用Microsoft word排版的科技期刊可以满足科技期刊的规范要求,且具有排版简单、缩短编校周期、提高期刊质量的特点。

关键词：科技期刊编、排、校编辑

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非能动安全壳冷却系统水箱低温环境散热过程数值模拟研究

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核动力工程 2016年第6期37卷 6-10页

作者：宋代勇韩旭张丽赵泾雄常猛汤华鹏中国核电工程有限公司北京100840 环保部核与辐射安全中心北京100082 中国核动力研究设计院成都610213

三代核电技术AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)用于事故情况下安全壳的降压和反应堆余热导出。PCS可能面临的一个安全风险是其水箱(PCSWST)在严寒环境下长时间失去加热可能导致的冻结。通过多物理场耦合的数值模拟方法对严寒条件下PCS... 详细信息

三代核电技术AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)用于事故情况下安全壳的降压和反应堆余热导出。PCS可能面临的一个安全风险是其水箱(PCSWST)在严寒环境下长时间失去加热可能导致的冻结。通过多物理场耦合的数值模拟方法对严寒条件下PCSWST的散热过程进行分析,对其冻结风险进行评估,并就水箱保温设计提出建议。

关键词： AP1000 PCS 散热保温多物理场模拟

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基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法

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原子能科学技术 2024年第6期58卷 1311-1318页

作者：吴广皓邵刚时光刘斌潘良明王锋周小为中国核动力研究设计院成都核总核动力研究设计工程有限公司四川成都610213 福建福清核电有限公司福建福清350300 中国核动力研究设计院建筑设计所四川成都610213 重庆大学低品位能源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

准确的中子能谱信息对于核装置的设计和运行具有十分重要的意义,现有解谱方法通常将先验信息作为迭代初值使用,限制了解谱过程多重先验信息的使用。本文针对中子能谱测量中的解谱问题,建立了基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法,并应用... 详细信息

准确的中子能谱信息对于核装置的设计和运行具有十分重要的意义,现有解谱方法通常将先验信息作为迭代初值使用,限制了解谱过程多重先验信息的使用。本文针对中子能谱测量中的解谱问题,建立了基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法,并应用于几种典型中子能谱的多球谱仪测量和辐照监督管处中子能谱的活化片测量中的中子能谱解谱问题,结果表明:所建立的解谱方法可实现一次解谱中多重先验信息的使用,可有效实现典型中子能谱和反应堆辐照监督管处中子能谱的解谱,解谱结果与标准解吻合良好。另外,由于多重先验信息的使用,使得解谱过程对方程数量的依赖降低,去除^(238)U和^(237)Np等裂变探测器时辐照监督管处中子能谱依然可得到较高精度的求解,为辐照监督项目去除裂变探测器奠定了理论基础。

关键词：中子能谱解谱压缩感知理论稀疏表示算法稀疏重构算法

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辐照后N18锆合金氢致延迟开裂临界温度预测

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金属学报 2010年第7期46卷 805-809页

作者：孙超谭军应诗浩李聪彭倩赵素琼中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041 中国工程物理研究院核物理与化学研究所绵阳621900 国家核电技术公司科研部北京100140

基于辐照后锆合金中H的固溶与析出浓度方程及应力诱导H扩散方程,建立了辐照后锆合金氢致延迟开裂(DHC)临界温度的预测模型.采用此模型对辐照后N18锆合金(Zr-Sn-Nb)的DHC临界温度进行预测,并与未辐照N18锆合金临界温度实验数据进行对比分... 详细信息

基于辐照后锆合金中H的固溶与析出浓度方程及应力诱导H扩散方程,建立了辐照后锆合金氢致延迟开裂(DHC)临界温度的预测模型.采用此模型对辐照后N18锆合金(Zr-Sn-Nb)的DHC临界温度进行预测,并与未辐照N18锆合金临界温度实验数据进行对比分析.结果表明,中子辐照后N18锆合金屈服强度和H的固溶度增加,N18合金发生DHC的敏感性增加;相同H含量条件下,辐照后N18合金的临界温度最高上升幅度接近20℃;辐照后N18锆合金临界温度变化规律与未辐照实验结果相似,其临界温度介于相同H含量下完全固溶的温度与氢化物析出时的温度之间,且最高开裂温度T_c低于最低止裂温度T_h.

关键词： N18锆合金辐照损伤氢致延迟开裂临界温度

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基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 122-127页

作者：赵新文郭海宽蔡琦邓纯锐海军工程大学核科学技术学院武汉430033 中国人民解放军92609部队北京100077 中国核动力研究设计院成都610213

非能动型反应堆概率安全评价(PSA)工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此... 详细信息

非能动型反应堆概率安全评价(PSA)工作在分析非能动系统可靠性时,仅考虑系统设备可靠性,未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时,又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题,以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型,兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效,分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明,综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面,与传统方法相比较具有优越性。

关键词：设备可靠性物理过程可靠性概率安全评价(PSA) 非能动余热排出系统(PRHRS)

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辐照条件对U10Mo-Al弥散型燃料肿胀性能的影响

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稀有金属材料与工程 2011年第6期40卷 1125-1128页

作者：刘晓卢铁城邢忠虎钱达志四川大学教育部辐射物理及技术重点实验室四川成都610064 中国工程物理研究院四川绵阳621900 中国核动力研究设计院四川成都610041

通过建立微球燃料元件模型,对U10Mo-Al弥散型燃料在不同辐照条件下的辐照肿胀性能进行模拟计算,结果表明:辐照温度越高,燃料肿胀越明显;随着裂变率的增加,在燃耗拐点以前,燃料的肿胀速率基本相同,在燃耗拐点以后,裂变率大的燃料肿胀较慢... 详细信息

通过建立微球燃料元件模型,对U10Mo-Al弥散型燃料在不同辐照条件下的辐照肿胀性能进行模拟计算,结果表明:辐照温度越高,燃料肿胀越明显;随着裂变率的增加,在燃耗拐点以前,燃料的肿胀速率基本相同,在燃耗拐点以后,裂变率大的燃料肿胀较慢;与实验数据点进行比较,在合理的范围内理论值和实验值相一致。

关键词： U10Mo-Al弥散型燃料温度裂变率辐照肿胀

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热中子透射成像转换屏物理设计研究

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核技术 2023年第11期46卷 21-29页

作者：刘兴宇于筱雪李航洲彭锦秋杨旭吴康白晓厚王俊润邓志勇吴璐高艮涛万国荣刘莉何鹏张芸张宇姚泽恩韦峥兰州大学核科学与技术学院兰州730000 兰州大学中子应用技术教育部工程研究中心兰州730000 中国核动力研究设计院成都610213

中子像转换屏是热中子透射成像技术的关键部件,中子像转换屏的参数严重影响空间分辨率和热中子-光子转化效率两方面的特性。采用Geant4程序模拟热中子透射成像的物理过程及透射光子二维图像,建立了基于LiF(ZnS)和LiF(GOS)像转化屏的热... 详细信息

中子像转换屏是热中子透射成像技术的关键部件,中子像转换屏的参数严重影响空间分辨率和热中子-光子转化效率两方面的特性。采用Geant4程序模拟热中子透射成像的物理过程及透射光子二维图像,建立了基于LiF(ZnS)和LiF(GOS)像转化屏的热中子透射成像模拟模型和Siemens star像指示器模型,利用线扩散函数(Line Spread Function,LSF)计算空间位置分辨率,获得热中子像转化屏厚度与空间位置分辨率、中子-光子转换效率的关系。基于兰州大学紧凑型D-D中子源的热中子透射成像系统参数,推荐选取LiF(GOS)像转化屏的厚度为40μm,LiF(ZnS)像转化屏厚度应选取80μm,热中子透射成像空间分辨率分别可达到45μm和63μm,为基于紧凑型D-D中子源的热中子透射成像系统的研发奠定了技术基础。此外,本工作得到的LiF(GOS)、LiF(ZnS)像转化屏优化参数同样适用于其他热中子成像装置,可为热中子透射成像系统的搭建提供了技术参考。

关键词：热中子透射成像像转换屏空间位置分辨率光转换效率

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压水堆核电站大破口失水事故分析

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原子能科学技术 2019年第6期53卷 1036-1043页

作者：马胜超银华强何学东李俊孟颖超杨星团姜胜耀清华大学核能与新能源技术研究院先进核能技术协同创新中心先进反应堆工程与安全教育部重点实验室北京100084 中国核动力研究设计院核动力设计研究所四川成都610231

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发... 详细信息

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值(PCT)最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204℃的限值。

关键词：压水堆大破口失水事故安全分析 RELAP5

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自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流计算

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核动力工程 2010年第1期31卷 57-60页

作者：杨瑞昌刘京宫黄彦平刘若雷覃世伟清华大学热科学与动力工程教育部重点实验室北京100084 中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室成都610041

采用同时表示正流和倒流的全水动力特性曲线分析了自然循环压水堆一回路系统蒸汽发生器倒U型管内发生倒流的机理。针对蒸汽发生器内倒U型管数量巨大问题,提出了一种集总-分布参数模型。该模型用于计算实际自然循环蒸汽发生器倒U型管内... 详细信息

采用同时表示正流和倒流的全水动力特性曲线分析了自然循环压水堆一回路系统蒸汽发生器倒U型管内发生倒流的机理。针对蒸汽发生器内倒U型管数量巨大问题,提出了一种集总-分布参数模型。该模型用于计算实际自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流时,具有计算快捷且精度高的优点。利用该模型对自然循环蒸汽发生器并联倒U型管内的正、倒流进行计算,并将计算结果与所有倒U型管逐根进行正、倒流计算的结果进行比较,结果十分接近,验证了本文模型的可靠性。

关键词：蒸汽发生器自然循环倒流计算模型

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备用系统可靠性动态问题方法探究

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核科学与工程 2009年第1期29卷 86-91页

作者：宋维杨红义闵远胜中国原子能科学研究院快堆工程部北京102413 中国核动力研究设计院设计所四川成都610041

随着核电安全性日益受到世界公众关注,用概率论的方法对核电厂系统进行可靠性分析也越来越显示出其重要作用。在进行系统可靠性分析时,故障树方法是国际上公认的一种简单、有效、经典的方法。但随着所要分析的工程系统日趋庞大,系统工... 详细信息

随着核电安全性日益受到世界公众关注,用概率论的方法对核电厂系统进行可靠性分析也越来越显示出其重要作用。在进行系统可靠性分析时,故障树方法是国际上公认的一种简单、有效、经典的方法。但随着所要分析的工程系统日趋庞大,系统工作过程日趋复杂,对含有动态过程的系统可靠性分析成为故障树方法中的棘手问题。本文以可靠性分析中的典型动态问题——备用系统的可靠性为研究对象,运用蒙特卡罗方法编程探究如何运用故障树来求解可靠性动态问题,并在进行程序验证后对一个备用系统实例进行计算,给出计算结果。

关键词：可靠性动态故障树蒙特卡罗备用系统

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