检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2020年第22期 1-6页

作者：谢卓然寸怡鹏姜德航王菲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

图像修复是数字图像处理中的一项经典任务,随着深度学习技术步入人们的视野,计算机修补残缺图像的能力得到大幅提升。本文介绍了如何利用最小二乘损失,改进原始的生成式对抗网络,预测残缺图像中的丢失信息并快速修补残缺图像,克服传统... 详细信息

图像修复是数字图像处理中的一项经典任务,随着深度学习技术步入人们的视野,计算机修补残缺图像的能力得到大幅提升。本文介绍了如何利用最小二乘损失,改进原始的生成式对抗网络,预测残缺图像中的丢失信息并快速修补残缺图像,克服传统图像复原方法中存在的问题。

关键词：深度学习图像修复生成式对抗网络深度卷积网络人脸图像 LSGAN

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非能动余热排出管内蒸汽凝结水击压力振荡特性实验研究

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动力工程学报 2021年第10期41卷 892-897,904页

作者：刘文兵张卓华蔡海刚种道彤赵全斌严俊杰西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安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成都610213 中国石油新疆油田公司王家沟油气储运中心乌鲁木齐830011

基于非能动余热排出可视化实验系统,利用高速摄像机和高频动态压力传感器等仪器对非能动余热排出管路中的凝结水击现象进行了实验研究,探究凝结水击发生过程汽液相界面变化与压力振荡信号之间的耦合关系,并分析了凝结水击的发生过程、... 详细信息

基于非能动余热排出可视化实验系统,利用高速摄像机和高频动态压力传感器等仪器对非能动余热排出管路中的凝结水击现象进行了实验研究,探究凝结水击发生过程汽液相界面变化与压力振荡信号之间的耦合关系,并分析了凝结水击的发生过程、发生位置和发生次数的变化规律。结果表明:凝结水击会经历分层流、波状流、弹状流和汽泡破碎4个阶段,其中分层流和波状流过程管内压力稳定,弹状流过程管内会出现负压,汽泡破碎时会产生巨大的压力脉冲信号;随着加热管热流密度的增加或过冷水温度的升高,凝结水击的发生位置向管路出口方向移动;一定时间内的凝结水击发生次数随热流密度的增加或过冷水温度的升高而减少。

关键词：非能动余热排出系统凝结水击发生位置压力振荡

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控制棒驱动机构滚轮丝杠传动副耐磨可靠性分析研究

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科技视界 2020年第11期 115-118页

作者：孙启航王克成张倬张智锋李维邓强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610041 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成都610213

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。滚轮丝杠传动副是CRDM的关键传动机构,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究耐磨可靠性分析... 详细信息

控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆控制和保护系统的伺服机构,是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行。滚轮丝杠传动副是CRDM的关键传动机构,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究耐磨可靠性分析方法的基础上,结合实际磨损的模糊性特点,对其建立了耐磨性的模糊可靠性分析的数学模型。利用该数学模型,结合CRDM耐磨试验,分析计算了核反应堆某CRDM滚轮丝杠传动副的耐磨可靠性,其分析结果与实际吻合较好。该方法对CRDM改进设计具有指导意义。

关键词： CRDM 传动副可靠性磨损

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纳米单晶铜磨料磨损的分子动力学研究

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有色金属工程 2021年第1期11卷 50-55页

作者：杜华杨龙龙于紫舒吴冰洁张亚楠孙琨方亮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610014 西安交通大学金属材料国家重点实验室西安710049

使用开源分子动力学模拟软件,建立了单晶铜三体磨料磨损的分子动力学模型,模拟不同水膜厚度和载荷下单晶铜三体磨料磨损的过程,分析了在水膜厚度和载荷对单晶铜基体磨料磨损的磨损机制和磨损率。结果表明:无水膜时,磨料直接压入单晶铜基... 详细信息

使用开源分子动力学模拟软件,建立了单晶铜三体磨料磨损的分子动力学模型,模拟不同水膜厚度和载荷下单晶铜三体磨料磨损的过程,分析了在水膜厚度和载荷对单晶铜基体磨料磨损的磨损机制和磨损率。结果表明:无水膜时,磨料直接压入单晶铜基体,随着载荷的增大,基体被磨损的铜原子大幅度增加。在一定载荷下,由于水膜具有优异的承载和润滑作用,随着水膜厚度的增大,单晶铜基体磨损率减小。在一定水膜厚度下,随着载荷的增大,磨料压穿水膜与基体直接接触,且磨料与基体间的作用力随载荷增大而增大,故基体的磨损率增大。

关键词：分子动力学模拟单晶铜磨损机制磨损率

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次临界或低功率启动工况下提棒事故分析

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中国核科技报告 2004年第1期 128-133页

作者：鲁剑超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成都 610041

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。... 详细信息

由于控制棒抽出引起堆芯内反应性失控增加,从而导致核功率剧增的事故定义为一组控制棒组件抽出事故。这种瞬态可能是反应堆控制系统或棒控系统失灵引起的。多普勒负反应性反馈效应能在保护动作延迟的时间内将功率限制在可接受的水平。该事故中,燃料棒表面可能发生偏离泡核沸腾(departure from nucleate boiling,简称DNB),导致燃料元件包壳烧毁;燃料芯块也可能发生熔化,对包壳产生不利影响。文章对岭澳混合堆芯和提高富集度论证次临界或低功率启动工况下提棒事故进行了分析。分析结果表明,事故瞬态中不会发生燃料芯块熔化或燃料元件包壳烧毁,可以保证燃料元件的完整性,燃料设计满足限制准则。

关键词：次临界提棒事故分析

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贫化铀用于舰艇核动力装置辐射防护的屏蔽性能分析

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核科学与工程 2019年第2期39卷 260-266页

作者：宋英明张宇卢川谭磊王浩然陈心润南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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

贫化铀的合理利用和安全处置是国际核工程界长期存在的难题,用作舰艇核动力装置的一次屏蔽结构材料是贫化铀利用的一条途径。文章对贫化铀材料主要是DU混凝土作为辐射防护材料的物理、化学、力学、屏蔽等方面性能进行了调研综述,结合舰... 详细信息

贫化铀的合理利用和安全处置是国际核工程界长期存在的难题,用作舰艇核动力装置的一次屏蔽结构材料是贫化铀利用的一条途径。文章对贫化铀材料主要是DU混凝土作为辐射防护材料的物理、化学、力学、屏蔽等方面性能进行了调研综述,结合舰艇核动力装置对辐射防护的具体要求,针对舰艇反应堆四层三维屏蔽结构简化模型,利用蒙特卡罗方法模拟计算了贫化铀材料对中子、γ射线的屏蔽性能,通过与铅、钨、铸钢等材料进行对比分析,初步说明了贫化铀或贫化铀混合物用于舰艇核动力装置辐射防护材料的可行性。

关键词：贫化铀材料舰艇核动力装置屏蔽性能蒙特卡罗计算

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基于要素分析的核动力工程设计项目策划研究

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环境科学与管理 2019年第12期44卷 5-9页

作者：张倬李健叶奇李方立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

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等... 详细信息

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等进行分析。在此基础上,从理论和实践层面,就如何有效开展和实施核动力工程项目策划进行了探讨。从项目目标、整体管理、信息沟通等方面,针对性提出了管理对策措施的建议,以期优化改进项目策划工作,持续提高项目管理水平。

关键词：核动力工程设计项目策划要素分析

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核科技报告 2004年第1期 203-209页

作者：李冬生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成都 610041

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍了堆芯换料设计须提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析。

关键词：压水堆核电站换料设计燃料管理安全评价启动物理试验

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CNP1500核电站堆芯燃料管理研究

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中国核科技报告 2005年第1期 164-173页

作者：李冬生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成都610041

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470... 详细信息

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470有效满功率天,各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值;各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子FΔH都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55 000 MW.d/tU;各循环寿期末停堆裕量满足设计准则;低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。叙述了CNP1500核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

关键词：燃料管理慢化剂温度系数功率分布停堆裕量

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904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的腐蚀行为研究

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中国腐蚀与防护学报 2024年第3期44卷 716-724页

作者：李禅王庆田杨承刚张宪伟韩冬傲刘雨薇刘智勇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 北京科技大学国家材料腐蚀与防护科学数据中心北京100083

采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的... 详细信息

采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的腐蚀过程基本由电化学活化控制。温度对原始、敏化和固溶等组织状态下的904L不锈钢的耐腐蚀性能有很大影响,随温度升高,电化学反应极化电阻降低,钝化区变窄,腐蚀电位下降,3种组织状态的904L不锈钢耐蚀性均急剧降低。3种组织状态的904L不锈钢在模拟核电一回路环境中均存在一定SCC敏感性。表面腐蚀产物膜内层为均匀较薄的黑色腐蚀产物,外层为尺寸较大的颗粒状白色腐蚀产物。敏化组织的904L不锈钢SCC敏感性最高,固溶处理能降低其SCC敏感性。

关键词：超级奥氏体不锈钢应力腐蚀电化学特性一回路核电

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