检索结果-内蒙古大学图书馆

固体力学学报 2023年第3期44卷 317-345页

作者：林强冯金辉陈刚许斌吴冰洁石守稳天津大学化工学院过程装备与控制工程系天津300350 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

基于第四代核反应堆的发展与需要,具有低熔点的铅基快堆成为当前研究热点之一.作为铅基快堆中的冷却剂,铅铋共晶合金(LBE)对铁素体/马氏体钢断裂性能的影响成为了研究热点.论文首先介绍了铁素体/马氏体钢在液态铅铋中的相容性研究进展,... 详细信息

基于第四代核反应堆的发展与需要,具有低熔点的铅基快堆成为当前研究热点之一.作为铅基快堆中的冷却剂,铅铋共晶合金(LBE)对铁素体/马氏体钢断裂性能的影响成为了研究热点.论文首先介绍了铁素体/马氏体钢在液态铅铋中的相容性研究进展,包括液态金属腐蚀(LMC)和液态金属脆化(LME)两个方面,然后分析了液态金属环境下断裂力学测试方法,阐述了液态铅铋共晶合金对铁素体/马氏体钢断裂性能的影响,最后总结了铁素体/马氏体钢在液态铅铋中断裂的微观机制.

关键词：铁素体/马氏体钢液态铅铋试验装置断裂性能液态金属脆化

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基于CMFD模拟的圆管内DNB型CHF预测

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核科学与工程 2018年第6期38卷 935-943页

作者：郑乐乐熊进标卢川上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)的预测是压水反应堆热工水力分析的一项重要内容。本文使用商用CFD软件STAR-CCM+,采用欧拉两流体模型,模拟了16 MPa下在不同出口平衡含气率、不同进口流速下圆管内水的核态沸腾,并基于Weisman-Pei... 详细信息

偏离泡核沸腾(DNB)型临界热流密度(CHF)的预测是压水反应堆热工水力分析的一项重要内容。本文使用商用CFD软件STAR-CCM+,采用欧拉两流体模型,模拟了16 MPa下在不同出口平衡含气率、不同进口流速下圆管内水的核态沸腾,并基于Weisman-Pei气泡雍塞模型预测CHF值。通过与查询表值进行比较,发现过冷工况下,本文采用的模型组合得到的CHF预测值与查表值差别在10%之内,两者吻合良好;但是在饱和工况下,计算值较查表值偏差比较大。针对饱和条件下的偏离泡核沸腾预测,本文的模型仍有待改进。

关键词：两相CFD计算偏离泡核沸腾气泡雍塞模型 STAR-CCM+

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立式循环泵结构动刚度对转子振动特性的影响

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核动力工程 2013年第6期34卷 36-39页

作者：欧鸣雄王岩严建华盛绛江苏大学流体机械工程技术研究中心江苏镇江212013 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610041 江苏省特种化工泵工程技术研究中心江苏靖江214500

采用有限元法对AP1000核电厂立式循环泵转子部件的支承结构动刚度进行分析,结果显示其支承结构的动刚度值随着频率的增加而逐渐降低,其动刚度曲线在结构共振频率点发生急剧的下降。结合该分析结果,分别针对刚性支承、水润滑轴承支承以... 详细信息

采用有限元法对AP1000核电厂立式循环泵转子部件的支承结构动刚度进行分析,结果显示其支承结构的动刚度值随着频率的增加而逐渐降低,其动刚度曲线在结构共振频率点发生急剧的下降。结合该分析结果,分别针对刚性支承、水润滑轴承支承以及考虑支承结构动刚度3种情况下的转子振动特性进行对比分析。分析结果显示,在上述3种情况下,转子1阶横向弯曲振动频率变化较小,其频率值分别为28.1、18.7、15.3 Hz,转子高阶振动频率及振型受支承动刚度影响较大。在考虑支承动刚度的影响情况时,转子高阶振动频率下降明显。

关键词：立式循环泵转子动态特性结构动刚度有限元

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非均匀通道印刷电路板式蒸汽发生器热工水力特性研究

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中国科技论文 2020年第4期15卷 432-437页

作者：成翔廉洁苏桐王秋旺马挺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 西安交通大学热流科学与工程教育部重点实验室西安710049

随着核反应堆向小型化方向发展,迫切需要提升核反应堆用蒸汽发生器的效率和紧凑性。提出一种抑制两相流动不稳定性的新型非均匀通道印刷电路板式蒸汽发生器,采用分段热力设计方法对其热工水力性能进行了分析。计算结果表明,所提出的非... 详细信息

随着核反应堆向小型化方向发展,迫切需要提升核反应堆用蒸汽发生器的效率和紧凑性。提出一种抑制两相流动不稳定性的新型非均匀通道印刷电路板式蒸汽发生器,采用分段热力设计方法对其热工水力性能进行了分析。计算结果表明,所提出的非均匀通道印刷电路板式蒸汽发生器比绕管式蒸汽发生器具有更好的热工水力性能和更小的体积,并且二次侧入口段缩小通道可以抑制两相流动不稳定,揭示了二次侧进口温度和过热度对换热器芯体长度和总压降及缩小通道长度和直径的影响规律。

关键词：印刷电路板换热器蒸汽发生器热工水力反应堆流动不稳定

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空间核动力源概率安全分析技术初步研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 207-210页

作者：贺芳丁宏春刘明皓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 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院哈尔滨150001

针对空间核动力源冗余及多样性较弱、不可维修性、高移动性、寿期内经历多个任务阶段的特点给安全评估带来的一系列新的问题,采用概率安全分析(PSA)方法开展了空间核动力源安全评估技术初步研究。深入辨析了每个任务阶段的特殊安全要求... 详细信息

针对空间核动力源冗余及多样性较弱、不可维修性、高移动性、寿期内经历多个任务阶段的特点给安全评估带来的一系列新的问题,采用概率安全分析(PSA)方法开展了空间核动力源安全评估技术初步研究。深入辨析了每个任务阶段的特殊安全要求,在此基础上构建了适用于空间核动力源的综合安全目标体系。研究表明,目前空间核动力源的安全评估还面临诸多技术挑战,且于我国而言,在设计阶段同步开展空间核动力源的安全评估技术研究将有助于提高设计效率,并增强空间核动力源的安全性。

关键词：空间核动力源概率安全分析(PSA) 安全目标

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7075铝合金半固态触变挤压件的显微组织和力学性能

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Transactions of Nonferrous Metals Society of China 2023年第11期33卷 3235-3249页

作者：肖冠菲姜巨福王迎刘英泽张颖郭保永何震鲜希睿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 哈尔滨工业大学材料科学与工程学院哈尔滨150001 哈尔滨工业大学机电工程学院哈尔滨150001

通过触变挤压工艺对热挤压态7075铝合金深腔圆筒形零件进行成形,分析等温温度和保温时间对成形件显微组织和力学性能的影响。通过正交试验优化T6热处理工艺参数,研究T6热处理对成形件显微组织和力学性能的影响。结果表明,通过触变挤压... 详细信息

通过触变挤压工艺对热挤压态7075铝合金深腔圆筒形零件进行成形,分析等温温度和保温时间对成形件显微组织和力学性能的影响。通过正交试验优化T6热处理工艺参数,研究T6热处理对成形件显微组织和力学性能的影响。结果表明,通过触变挤压可以成功成形表面光滑的深腔圆筒形零件,成形温度和加热时间对成形件的金相组织有显著影响。T6热处理可以大大提高深腔圆筒形零件的力学性能,最优的T6热处理工艺参数为:465℃固溶16h,150℃时效16h。当半固态坯料在600℃加热10min后,成形的深腔圆筒形零件具有最佳的综合力学性能,其极限抗拉强度为573.57MPa,伸长率为13.44%,显微硬度为HV187.12。

关键词： 7075铝合金半固态触变成形热处理显微组织力学性能

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泡核沸腾两相CFD模拟的参数敏感性分析与模型验证

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核科学与工程 2018年第2期38卷 194-203页

作者：彭伟頔郑乐乐卢川熊进标李松蔚程旭上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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610213

预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升... 详细信息

预测偏离泡核沸腾(DNB)型的临界热流密度(CHF)是压水堆热工水力分析的重要内容。基于计算流体力学(CFD)方法预测CHF需要准确预测空泡份额在截面上(尤其是壁面附近)的分布。本文使用商用CFD程序STAR-CCM+对泡核沸腾状态下DEBORA竖直上升流均匀加热圆管实验进行模拟。经过敏感性分析,找出对空泡份额、气体速度、液体温度和气泡直径四个物理量的径向分布以及轴向壁面温度分布有显著影响的模型参数。基于一组实验数据,通过调整关键模型参数重新标定了相间作用模型,并将标定过的计算模型应用到其他工况验证其适用性,得到了较好的结果。本研究为后续将两相CFD计算应用于DNB型CHF的预测打下了基础。

关键词：泡核沸腾两相CFD计算 DEBORA实验敏感性分析

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基于GM(1,1)模型与灰色马尔可夫GM(1,1)模型的核动力装置趋势预测方法研究

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原子能科学技术 2011年第9期45卷 1075-1079页

作者：刘永阔谢春丽于竹君凌霜寒哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041 东北林业大学交通学院黑龙江哈尔滨150040

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响... 详细信息

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响应的特点,灰色马尔可夫GM(1,1)模型将这两种性质有机结合起来,具有严密的科学性,从而拓宽了传统灰色GM(1,1)模型预测的应用范围。实例验证表明:灰色马尔可夫GM(1,1)模型充分利用历史数据给予的信息,不但能对核动力装置运行中的单调数列进行准确的趋势预测,也可实现对波动运行的重要参数进行准确的趋势预测,大幅提高了随机波动较大数据序列的预测精度。

关键词：核动力装置灰色模型马尔可夫链趋势预测

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熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 460-470页

作者：刘明皓王成龙张大林秋穗正张玉龙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 西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反... 详细信息

MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反应堆系统的非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,本文对MSRE堆开展了典型事故工况下系统的瞬态特性分析,包括无保护反应性引入事故、无保护堆芯入口过冷事故、无保护失流事故、冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故。分析结果表明,在各事故条件下,系统关键温度参数均在安全限值范围之内,HP-PRHRS系统能够有效导出燃料盐衰变热,确保反应堆系统安全,从而理论验证了HP-PRHRS概念设计的可行性与合理性。

关键词：非能动余热排出系统高温热管热工水力分析熔盐堆

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超临界二氧化碳布雷顿循环控制策略研究综述

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发电技术 2023年第4期44卷 492-501页

作者：唐鑫钱奕然方华伟李洋李思广易经纬陈伟雄严俊杰动力工程多相流国家重点实验室(西安交通大学) 陕西省西安市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省成都市610041

超临界二氧化碳(supercritical carbon dioxide,SCO_(2))布雷顿循环在以第四代核能和太阳能为代表的清洁能源高效利用领域具有巨大发展潜力,而合理可靠的控制策略是保证S-CO_(2)布雷顿循环系统安全、稳定、高效、灵活运行的关键。调研... 详细信息

超临界二氧化碳(supercritical carbon dioxide,SCO_(2))布雷顿循环在以第四代核能和太阳能为代表的清洁能源高效利用领域具有巨大发展潜力,而合理可靠的控制策略是保证S-CO_(2)布雷顿循环系统安全、稳定、高效、灵活运行的关键。调研总结了S-CO_(2)布雷顿循环控制特点,并对不同应用场景下S-CO_(2)布雷顿循环相关控制策略进行了总结和对比。结果表明,S-CO_(2)布雷顿循环控制包括运行状态控制、叶轮机械控制、热源控制等,变负荷控制策略主要有容积控制法、透平旁路控制法、透平进口节流阀控制法、压缩机转速控制法等。分析结果可为相关发电领域S-CO_(2)布雷顿循环控制策略选择提供参考。

关键词：超临界二氧化碳布雷顿循环控制策略变负荷

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