检索结果-内蒙古大学图书馆

核电厂电缆老化管理探讨

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科技视界 2023年第5期 99-101页

作者：李朋刘飞洋游洲刘文静刘亚男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

核电厂电缆老化会导致电缆性能下降,会对核电厂的安全和稳定运行带来较大的隐患,文章介绍了一套完整的核电厂电缆老化管理的建立流程,为核电厂电缆老化的监测、预防、处理以及电缆寿命评估提供依据。

关键词：核电厂电缆老化管理

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基于SP_(3)方法的动力堆中子噪声分析程序研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 491-499页

作者：龚禾林陈长赵文博彭星杰李庆于颖锐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

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对... 详细信息

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。

关键词： CORCA-PIN CORCA-NOISE SP_(3) 中子噪声有限元

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基于动态模态分解方法的正方形排列管束流体弹性不稳定性研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 104-108页

作者：冯志鹏熊夫睿赵燮霖蔡逢春周进雄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 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其... 详细信息

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其次,引入动态模态分解(DMD)方法对流固耦合系统进行降阶分解与重构预测,进而从宏观响应和DMD模态2个层面研究了管束的流体弹性不稳定性。结果表明,DMD方法不仅可以实现对流场动力学特征的快速重构及预测,还可以准确提取不稳定流场的主导模态和频率,并能判断所提取模态的稳定性,与宏观响应相互应证,能更全面地反映系统的稳定性。

关键词：流体弹性不稳定性流固耦合管束动态模态分解(DMD)

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基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

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核动力工程 2021年第6期42卷 50-57页

作者：牛钰航贺亚男巫英伟向烽瑞邓超群于洋苏光辉秋穗正田文喜卢忝余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

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验... 详细信息

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。

关键词： MOOSE 高阶全隐式系统分析

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FeCrAl合金拉伸力学性能分子动力学研究

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稀有金属材料与工程 2023年第2期52卷 777-784页

作者：叶天舟姚欢巫英伟章静王明军陈平田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核能技术重点实验室动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学航空航天学院机械结构强度与振动国家重点实验室陕西省先进飞行器服役环境与控制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610213

FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温... 详细信息

FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温度和应变速率2个重要影响因素下FeCrAl单晶的力学性能,对应力应变、缺陷分布、位错密度的变化及变形机制进行了讨论,分析了溶质原子对模拟结果的影响。结果表明,温度升高导致原子热运动加剧,促进了缺陷的形成和生长,降低了原子间相互作用,导致弹性模量和抗拉强度随温度的升高而降低。应变速率的升高导致弹性模量和抗拉强度降低,低应变速率的塑性变形机制主要为孪生变形,中等应变速率下为位错滑移,高应变速率下为原子排列无序化的变形机制。温度和应变速率对α-Fe和FeCrAl具有相同的作用趋势,但与α-Fe相比,FeCrAl中的Cr和Al会产生明显的晶格畸变和应力集中,促进了缺陷和位错的形成和运动,降低材料的屈服强度和抗拉强度。基于计算结果,对FeCrAl单晶体系建立了基于F-B方程的本构模型,拓展了计算结果的应用范围。

关键词： FeCrAl合金温度效应应变速率效应分子动力学

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控氮304不锈钢热变形过程中的动态再结晶行为研究

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西安交通大学学报 2021年第3期55卷 145-154页

作者：任伟吴冰洁邱阳王晓童李梅娥西安交通大学金属材料强度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610200

为优化控氮304不锈钢热成型的工艺,深入分析了其在热变形过程中的动态再结晶行为并建立了完整的数学模型。通过热压缩实验获得了16组不同温度、不同应变速率下的流动应力曲线,采用二次求导法确定了发生动态再结晶的临界应力σc、饱和应... 详细信息

为优化控氮304不锈钢热成型的工艺,深入分析了其在热变形过程中的动态再结晶行为并建立了完整的数学模型。通过热压缩实验获得了16组不同温度、不同应变速率下的流动应力曲线,采用二次求导法确定了发生动态再结晶的临界应力σc、饱和应力σs、稳态应力σss等特征值,结合相应的显微组织分析表明:随着变形温度的升高、应变速率的减小,动态再结晶易发生。基于Estrin-Mecking位错密度演化方程及Avrami动力学方程,建立了该材料的热变形流动应力模型及动态再结晶动力学模型,模型预测的流动应力曲线与实验结果吻合较好,动力学模型预测的动态再结晶分数曲线也与实验观察到的晶粒组织变化趋势一致,证明了该数学模型的有效性。

关键词：控氮304不锈钢动态再结晶流动应力模型 Avrami动力学方程

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反应堆系统主管道支承参数优化设计

反应堆系统主管道支承参数优化设计

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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议

作者：李丽娟刘贞谷袁艳丽吴亚波李柄锦邓力维王新军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

本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验... 详细信息

本文以反应堆系统主管道支承刚度参数为对象开展反应堆管路系统优化设计研究,研究了阻尼器参数对反应堆冷却剂系统力学性能的影响,并基于加权标准差目标函数对管路系统阻尼器参数进行优化,采用力传递率法对加权标准差法优化方案进行验证并分析了两种优化评价指标参数的相关性。考虑到管路系统阻尼器参数的非线性、加工误差等不确定性因素,对管路系统进行鲁棒性分析,采用最大信息熵原理和Monte Carlo法对管路系统应力比值进行统计分析,得到管路关键结构应力比值的概率密度分布。通过以上研究得到了反应堆冷却剂系统管道阻尼器参数的满足动力载荷下的应力评定准则的设计方案,明确了阻尼器参数对管路系统关键结构应力比值的影响规律,定量评价了支承参数波动对管路系统结构完整性的影响。

关键词：优化设计管路系统支承采样分析

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浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析

浮式反应堆结构海洋环境载荷不确定性分析

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第十三届全国随机振动理论与应用学术会议暨第十一届全国随机动力学学术会议

作者：李丽娟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

浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式... 详细信息

浮式反应堆的安全性要求贯穿其设计、建造、作业、报废的全寿命周期之中。浮式反应堆在其40年设计寿期内不仅要受到海洋环境载荷的持续作用,其主要设备、结构(如压力容器、蒸汽发生器、主泵等)还同时受到各种工况载荷的持续作用。浮式反应堆所处的海洋环境较为复杂,具有较强的随机性。为了满足反应堆结构、设备40年寿命的设计要求,浮式反应堆的结构完整性的设计标准相比以往陆上反应堆更为严格,对结构设计提出了更大的挑战。开展海洋环境载荷作用下反应堆系统不确定性分析尤为重要。通过采用自适应Kriging法、神经网络法、响应面法等方法构造代理模型模拟船-反应堆系统耦合模型,可以有效简化船-反应堆系统模型,在满足工程精度要求的同时大大提升计算效率,并形成对浮式反应堆结构对随机波浪载荷-反应堆作业工况载荷联合作用下的敏感性参数认知。进而对反应堆系统管路支承参数进行优化,极大缩短结构设计迭代周期。

关键词：浮式反应堆海洋环境载荷不确定性分析代理模型

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实现“双碳”目标,核能不可或缺

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中国机关后勤 2022年第1期 72-74页

作者：唐传宝柴晓明中国核动力研究设计院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

核能作为重要清洁能源之一,对保证能源的稳定供给、增加未来能源系统的灵活性和高效性,是不可或缺的地球变暖、气候异常成为人类共同关注的热点。联合国于1992年6月在巴西首次召开地球首脑会议,商讨制定控制气候变化的《联合国气候变化... 详细信息

核能作为重要清洁能源之一,对保证能源的稳定供给、增加未来能源系统的灵活性和高效性,是不可或缺的地球变暖、气候异常成为人类共同关注的热点。联合国于1992年6月在巴西首次召开地球首脑会议,商讨制定控制气候变化的《联合国气候变化框架公约》,1997年2月、2016年4月又先后签订了《京都议定书》和《巴黎协定》。

关键词：《联合国气候变化框架公约》地球变暖首脑会议气候异常《京都议定书》《巴黎协定》核能清洁能源

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环氧树脂复合片状钨酸镱的医用γ射线屏蔽性能研究

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稀土 2022年第4期43卷 81-87页

作者：张雪松薛丽燕江正明李玉光杨帆李长香中国科学院海西研究院厦门稀土材料研究所福建厦门361021 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610213 福州大学石油化工学院福建福州350108

以硝酸镱、钨酸钠为原料,采用水热合成法制备得到片层状钨酸镱(Yb_(2)WO_(6))粉体,并将钨酸镱粉体分散在环氧树脂中得到EP/Yb_(2)WO_(6)复合材料,测试其在低能、中能和高能场下的γ射线屏蔽性能。由SEM显示Yb_(2)WO_(6)呈片状分布,大小... 详细信息

以硝酸镱、钨酸钠为原料,采用水热合成法制备得到片层状钨酸镱(Yb_(2)WO_(6))粉体,并将钨酸镱粉体分散在环氧树脂中得到EP/Yb_(2)WO_(6)复合材料,测试其在低能、中能和高能场下的γ射线屏蔽性能。由SEM显示Yb_(2)WO_(6)呈片状分布,大小不一但厚度较为均匀。通过对环氧树脂复合片状Yb_(2)WO_(6)在低、中、高能场的测试发现,该材料在各个能级的γ射线屏蔽性能表现良好,在铅的弱吸收区(40 keV~88 keV),材料的铅当量达到0.2066 mm,相对其它能级有明显的提升。同时,片层状钨酸镱完美地解决了铅基材料有剧毒的弊端,因此该材料能很好的适用于未来核医学和辐射防护领域。

关键词：水热合成法片层状钨酸镱环氧树脂 γ射线屏蔽

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