检索结果-内蒙古大学图书馆

钢铁钒钛 2020年第2期41卷 163-168页

作者：赵勇刘云明谷明非潘钱付王玉容吴裕中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213 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

利用金相显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)对含铒不锈钢中第二相的析出行为进行了研究。结果表明:不锈钢中第二相以Ni-Er系为主,存在两种元素组成一致但含量差异明显的第二相,两种第二相中Ni、Er摩尔分数之比均为2∶1;不锈钢中第二相大部分呈... 详细信息

利用金相显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)对含铒不锈钢中第二相的析出行为进行了研究。结果表明:不锈钢中第二相以Ni-Er系为主,存在两种元素组成一致但含量差异明显的第二相,两种第二相中Ni、Er摩尔分数之比均为2∶1;不锈钢中第二相大部分呈长条状,沿晶界呈网状析出,其析出数量随着Er含量的增加呈直线上升的趋势,当Er含量由1.62%增加至7.45%时,第二相的析出面积百分数由7.0%增至24.5%;第二相塑性较基体组织差,两者无法协同变形,外力作用导致第二相破碎、断裂,从而引起了微裂纹的萌生和发展。

关键词：不锈钢铒第二相析出

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图谱法确定高氢含量锆合金管材中的氢含量

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材料科学 2021年第8期11卷 911-917页

作者：陈波全田大荣李丹罗强秦毅马政卿中国核动力研究设计院核燃料与材料研究所四川成都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

利用高压釜渗氢Zr-4管材对图谱法确定试样的高氢含量(大于200 ppm)进行了研究。结果表明:氢化物为δ相。纵截面不适合统计氢化物面积分数。金相观测倍数可能会影响横截面内测定的氢化物面积分数。用横截面内氢化物面积分数作为体积分数... 详细信息

利用高压釜渗氢Zr-4管材对图谱法确定试样的高氢含量(大于200 ppm)进行了研究。结果表明:氢化物为δ相。纵截面不适合统计氢化物面积分数。金相观测倍数可能会影响横截面内测定的氢化物面积分数。用横截面内氢化物面积分数作为体积分数计算确定的氢含量比实际值高。本实验最终建立了氢化物面积分数与体积分数的换算方法并获得了换算公式。

关键词：锆合金管材氢化物氢含量

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核安全级DCS系统T1试验装置设计与实现

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自动化应用 2025年第2期66卷 268-270页

作者：王枨宇陈钊文景李祁颖万子源黎静银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

传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试... 详细信息

传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试验装置,实现输入通道精度和可用性的自动测试。该装置已在NASPIC平台某安全级DCS产品上进行了验证,实现了T1试验自动化测试。此装置的应用大幅提升了试验效率及数据分析的便捷性,可为其他平台T1试验实现自动化测试提供一定参考。

关键词：安全级DCS T1试验 NASPIC平台自动化测试

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不凝气对池内亚音速蒸汽直接接触凝结影响

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热科学与技术 2021年第5期20卷 451-461页

作者：陈聪卢涛王杰赵京王月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 北京化工大学机电工程学院北京100029 中国成达工程有限公司四川成都610000

利用VOF多相流模型和修正的热相变凝结模型对含不凝气蒸汽亚音速射入池内的直接接触凝结过程进行了数值模拟。主要研究了不同不凝气含量对蒸汽直接接触凝结过程中气羽形态、温度和压力分布的影响。研究结果表明:随着凝结的进行不凝气在... 详细信息

利用VOF多相流模型和修正的热相变凝结模型对含不凝气蒸汽亚音速射入池内的直接接触凝结过程进行了数值模拟。主要研究了不同不凝气含量对蒸汽直接接触凝结过程中气羽形态、温度和压力分布的影响。研究结果表明:随着凝结的进行不凝气在气液界面处集聚成为一层不凝气层,随着不凝气含量的增加,不凝气层的厚度也增加,气羽不再呈现周期性的变化;不凝气的存在使得池内温度高温区域增大,温度分布相对均一;同时随着不凝气含量的升高,压力振荡的强度减弱,凝结形成的负压值升高。

关键词：直接接触凝结不凝气亚音速气羽形态压力振荡

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模块式小型反应堆堆内分流密封环设计与研究

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科学技术创新 2025年第16期 65-68页

作者：邓朝俊李浩许斌颜达鹏陈忻唐浩段正琨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

针对模块式小型堆堆内分流密封需求,全新设计一种截面为双C型的堆内分流密封环。采用有限元方法分析计算了堆内分流密封环的轴向刚度,与实测值吻合较好。进一步分析了在密封介质压力差作用下堆内分流密封环的轴向刚度及应力和变形情况... 详细信息

针对模块式小型堆堆内分流密封需求,全新设计一种截面为双C型的堆内分流密封环。采用有限元方法分析计算了堆内分流密封环的轴向刚度,与实测值吻合较好。进一步分析了在密封介质压力差作用下堆内分流密封环的轴向刚度及应力和变形情况。该研究为模块式小型反应堆堆内分流密封环的设计与优化提供了重要理论指导。

关键词：模块式小型反应堆轴向刚度漏流试验

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基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 36-44页

作者：赵鹏程刘紫静于涛刘佩琪谢金森陈珍平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重点实验室成都610213 南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001

基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型,采用显式迭代和动态链接库技术(DLL),利用商用计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF)实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆... 详细信息

基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型,采用显式迭代和动态链接库技术(DLL),利用商用计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF)实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算,开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故(UTOP)模拟,并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-Ⅲ的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明:CFD/PF与SIMMER-Ⅲ的分析结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。

关键词：池式快堆多物理耦合计算流体力学(CFD) 点堆动力学模型燃料棒传热模型

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基于LabVIEW的DCS网络变量自动生成系统

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现代计算机 2021年第24期27卷 144-148,153页

作者：邓小军祝杰张旭姚璋黄鹏张子鹏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 中核四〇四有限公司嘉峪关735100

DCS组态设计过程中网络变量数量庞大,设计人员需要花费较多时间用于编制及维护,使用自动化软件进行辅助设计能够有效提高工作效率。本文基于某核电厂1、2号机组安全级DCS设计项目实际需求,设计并实现了一套组态网络变量自动生成系统。... 详细信息

DCS组态设计过程中网络变量数量庞大,设计人员需要花费较多时间用于编制及维护,使用自动化软件进行辅助设计能够有效提高工作效率。本文基于某核电厂1、2号机组安全级DCS设计项目实际需求,设计并实现了一套组态网络变量自动生成系统。该系统基于“龙鳞”DCS平台组态绘制软件NASLAD,通过LabVIEW软件中提供的符合DOM核心规范的XML解析器对NASLAD算法组态文件进行解析及处理,实现自动生成和检查的功能。

关键词： LabVIEW DCS 仪控功能图自动生成

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棒束通道内温度场分布特性研究

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原子能科学技术 2020年第9期54卷 1644-1651页

作者：米争鹏谭思超邹思远邱志方朱大欢张丹邓坚蔡容吴菱艳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 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 北京自动化控制设备研究所北京100074

可视化实验技术越来越多地被应用于核反应堆系统参数的测量,本文基于激光诱导荧光(LIF)技术的特点,介绍该技术的难点和解决方案,并对棒束通道定位格架下游稳态流和脉动流下温度分布进行了研究。结果显示,通过对系统光学特性和染色剂特... 详细信息

可视化实验技术越来越多地被应用于核反应堆系统参数的测量,本文基于激光诱导荧光(LIF)技术的特点,介绍该技术的难点和解决方案,并对棒束通道定位格架下游稳态流和脉动流下温度分布进行了研究。结果显示,通过对系统光学特性和染色剂特性研究,可提高LIF技术的应用范围和测量精度。同时采用后处理技术,可获得更准确的温度场分布。通过对棒束通道定位格架下游全场温度进行测量,获得了稳态流和脉动流两种工况下温度的分布。定位格架能显著增强下游的流动搅混,提高换热能力。流速的波动也会对温度分布产生显著影响。研究表明,LIF技术可实现对棒束通道内流体温度分布的全场测量,根据温度分布特性研究可实现对定位格架性能的评价。

关键词：棒束通道激光诱导荧光技术温度分布定位格架

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超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

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原子能科学技术 2020年第7期54卷 1254-1265页

作者：刘紫静赵鹏程张斌于涛谢金森陈珍平孙宇蒙南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系... 详细信息

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。

关键词：铅铋快堆超长寿命物理特性自然循环

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SA508-3钢动态再结晶过程的相场模拟

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金属热处理 2020年第10期45卷 204-211页

作者：许婷李梅娥吴冰洁杜华王晓童方亮西安交通大学金属材料强度国家重点实验室陕西西安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610200

采用多相场(Multi-phase-field,MPF)模型模拟动态再结晶晶粒的生长过程,并用Kocks-Mecking(KM)方程模拟其力学行为。用热力模拟机对SA508-3钢进行了不同温度和应变速率下的热压缩试验,从热压缩流动应力-应变曲线中提取SA508-3钢动态再... 详细信息

采用多相场(Multi-phase-field,MPF)模型模拟动态再结晶晶粒的生长过程,并用Kocks-Mecking(KM)方程模拟其力学行为。用热力模拟机对SA508-3钢进行了不同温度和应变速率下的热压缩试验,从热压缩流动应力-应变曲线中提取SA508-3钢动态再结晶特征参数并用于计算动态再结晶模型参数。利用所得参数对SA508-3钢的动态再结晶过程进行了多相场模拟,预测了热塑性变形过程中的组织演变和真应力-真应变曲线,与试验结果吻合较好。试验和数值结果均表明,流动应力随应变速率的增大及变形温度的降低而增大。本文的方法可用于研究其它材料的动态再结晶行为,为优化热锻工艺提供指导。

关键词： SA508-3钢动态再结晶多相场模型流动应力微观组织演化

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