检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核电 2024年第4期17卷 494-499页

作者：彭伟伦吴广皓单巍伟肖安洪曾辉王娇关晖孙国伟骆琼刚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

该文选取核电环境监测系统(KRS)进行5G改造研究。通过研制具有透传功能的5G终端,实现核电环境监测数据通过5G信号接入主控室NC级DCS系统,并就现场环境进行试验,对设备穿透能力、抗干扰能力、干扰度等进行实际测量。试验结果表明,该5G改... 详细信息

该文选取核电环境监测系统(KRS)进行5G改造研究。通过研制具有透传功能的5G终端,实现核电环境监测数据通过5G信号接入主控室NC级DCS系统,并就现场环境进行试验,对设备穿透能力、抗干扰能力、干扰度等进行实际测量。试验结果表明,该5G改造方案适用于采集类、透传类核电仪控设备改造,为现有仪控设备数字化改造提出了新的解决思路。

关键词： 5G 仪控设备改造环境监测数据通信核电协议

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典型压水堆堆芯物理-热工耦合稳态计算软件的开发与验证

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原子能科学技术 2021年第4期55卷 685-692页

作者：李治刚安萍潘俊杰卢川芦韡杨洪润中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理-热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法(NEM)和格林函数节块法(NGFM),热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计... 详细信息

为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理-热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法(NEM)和格林函数节块法(NGFM),热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。

关键词：压水堆堆芯物理-热工耦合稳态圆柱导热模型

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核电厂安全级热电偶调理模块响应时间测试方法

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自动化应用 2025年第2期66卷 215-217,220页

作者：王志武刘明星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

核电厂安全级热电偶调理模块响应时间是安全级DCS停堆响应时间的重要组成部分,其性能指标将直接影响停堆响应时间的最终结果。因此,在热电偶调理模块研制过程中,热电偶调理模块的响应时间测试尤为重要。主要研究解决热电偶调理模块输入... 详细信息

核电厂安全级热电偶调理模块响应时间是安全级DCS停堆响应时间的重要组成部分,其性能指标将直接影响停堆响应时间的最终结果。因此,在热电偶调理模块研制过程中,热电偶调理模块的响应时间测试尤为重要。主要研究解决热电偶调理模块输入信号电压变化小及模块多段输出的问题,最终实现使用示波器自动测试和统计热电偶调理模块响应时间。

关键词：核电厂热电偶调理模块响应时间测试方法

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控制棒驱动机构关键耐磨件磨损机理分析及试验研究

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科技视界 2024年第18期14卷 28-39页

作者：唐向东刘一泽于天达付国忠吴昊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

在核电站压水堆中,控制棒驱动机构(CRDM)是控制反应堆功率和维持反应堆安全的核心设备,属于核安全一级设备。其中,钩爪销孔与钩爪轴、连杆轴是重要的耐磨部件,影响核电的服役寿命和核电安全性。通过对氧乙炔堆焊、增材制造、手工TIG堆... 详细信息

在核电站压水堆中,控制棒驱动机构(CRDM)是控制反应堆功率和维持反应堆安全的核心设备,属于核安全一级设备。其中,钩爪销孔与钩爪轴、连杆轴是重要的耐磨部件,影响核电的服役寿命和核电安全性。通过对氧乙炔堆焊、增材制造、手工TIG堆焊等不同工艺制备的钴基合金零部件,开展不同法向载荷、位移幅值和循环次数等参数下的摩擦系数、摩擦体积和磨痕微观形貌分析,获得零部件的耐磨性能差异对比,为不同工艺参数制备的零部件的使用提供数据支撑。

关键词：驱动机构耐磨件磨损机理

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涡流式分离器气液两相分离数值模拟研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 201-208页

作者：张泽楷张婷婷尹莎莎尹俊连王德忠上海交通大学核科学与工程学院上海200240 中国船舶与海洋工程设计研究院上海200011 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

对于气液两相分离,传统分离器或体积过大,或旋流强度低,因此考虑提出一种新式的涡流式分离器。利用涡流二极管逆向流动形成强度较高旋流的特点,在旋流腔上方加入一根支管,从切向入口进入的两相流由于密度差和旋流的作用,气相会聚集在中... 详细信息

对于气液两相分离,传统分离器或体积过大,或旋流强度低,因此考虑提出一种新式的涡流式分离器。利用涡流二极管逆向流动形成强度较高旋流的特点,在旋流腔上方加入一根支管,从切向入口进入的两相流由于密度差和旋流的作用,气相会聚集在中心由于浮力作用从上支管流出分离器,液相会分布在四周由于重力作用从下支管流出分离器,从而实现两相分离。采用数值模拟的方式分别对不同旋流腔尺寸以及出口形状的分离器进行计算,模拟结果表明,在进口流量为0.5 t/h、入口含气率1%~5%工况下,控制底流口压力和入口相同,溢流口与入口压差在80~90 kPa范围内,分离器对粒径在50~100μm的气泡分离效率可以达到90%以上。

关键词：气体脱除旋流式分离器涡流二极管数值模拟

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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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Zr-4合金微动磨损特性实验研究

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原子能科学技术 2025年第4期59卷 891-899页

作者：刘海东贺凯伏锦胜李正阳蒲曾坪任全耀陈德奇汪宁远重庆理工大学两江国际学院重庆401135 重庆理工大学-哈尔滨工业大学重庆研究院能源动力(清洁能源技术领域)研究生联合培养基地重庆401135 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 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

核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其... 详细信息

核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其磨损机制。结果表明:位移幅值增大导致磨损现象加剧,最大磨损深度和磨损体积增加,尤其在加速磨损区Zr-4合金微动损伤加速恶化,最大磨损深度和磨损体积的增长速率分别达到峰值0.34μm/μm、0.52×10^(-2) mm^(3)/μm。整个微动磨损过程中,磨损区域均伴随着Zr、Fe、Cr等金属氧化物的产生,局部磨损区域存在磨屑的转移与黏着。低磨损区的整个损伤区域被平滑的三体层覆盖;加速磨损区的整个损伤区域存在凹痕形成和三体层动态变换现象;稳定磨损区的损伤中心区域三体层发生片状脱落,并伴有微观裂纹萌生。本文研究结果为Zr-4合金包壳在压水堆服役中的微动磨损行为提供了数据参考。

关键词：包壳 Zr-4合金微动磨损磨损机制

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一回路自然循环优化研究

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应用科技 2024年第4期51卷 36-42页

作者：郝承明徐慧天喻巧曲自信夏军宝孙冠宇张皓颉利东王艺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610213

鉴于对提升反应堆的运行效率和安全性能的需求,本文建立了反应堆一回路自然循环计算模型,并运用混合多目标遗传算法对其进行优化设计,旨在减少压力容器的高度并提升自然循环冷却剂流量。研究结果显示,在追求压力容器高度最小化的方案中... 详细信息

鉴于对提升反应堆的运行效率和安全性能的需求,本文建立了反应堆一回路自然循环计算模型,并运用混合多目标遗传算法对其进行优化设计,旨在减少压力容器的高度并提升自然循环冷却剂流量。研究结果显示,在追求压力容器高度最小化的方案中,总高度降低了19.21%,相应的冷却剂流量减少了9.64%;而在最大化冷却剂流量的方案中,压力容器总高度增加了12.25%,冷却剂流量得到了29.26%的显著提升。

关键词：反应堆一回路系统自然循环多目标优化算法优化研究运行效率安全性能压力容器尺寸冷却剂流量

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堆内构件螺栓辐照促应力腐蚀可靠性评估方法

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机械设计与制造 2024年第6期400卷 64-69页

作者：王仲辉胡朝威李燕孙博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 北京航空航天大学可靠性与系统工程学院北京100191

堆内构件连接螺栓所处工况环境恶劣,以辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)为代表的螺栓断裂失效事件时有发生,为了分析评估堆内构件螺栓的可靠性,提出了一种考虑螺栓IASCC失效的可靠性评估方法。首先,基于断裂力学理论中的应力强度因子准则,... 详细信息

堆内构件连接螺栓所处工况环境恶劣,以辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)为代表的螺栓断裂失效事件时有发生,为了分析评估堆内构件螺栓的可靠性,提出了一种考虑螺栓IASCC失效的可靠性评估方法。首先,基于断裂力学理论中的应力强度因子准则,分别构建了SCC和IASCC失效的极限状态函数,并利用仿真分析方法求解函数中的最大等效应力。其次,考虑函数中各参数的不确定性,应用一次二阶矩法求解堆内构件连接螺栓的可靠度。最后,以堆内使用数量最多的M16型号螺栓为例进行计算分析。结果表明,断裂韧度与螺栓所受最大等效应力对螺栓可靠性的影响最大,裂纹扩展系数、裂纹扩展指数的影响次之,裂纹初始尺寸对可靠性的影响最小。此种评估方法可用于反应堆结构设计中各类连接螺栓的寿命预测及可靠性评估,也可以辅助确定反应堆结构安全检测周期和检测重点。

关键词：螺栓应力腐蚀可靠性堆内构件辐照反应堆结构

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基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究

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电子技术应用 2024年第S01期50卷 236-242页

作者：袁艳丽冯志鹏叶献辉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610041

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析... 详细信息

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究,通过单因素方差分析(ANOVA)获取输入参数对输出参数的重要度排序,通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持,相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

关键词：反应堆冷却剂系统地震响应敏感性分析

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