检索结果-内蒙古大学图书馆

岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统

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核动力工程 2008年第1期29卷 1-4,9页

作者：刘宏春王涛涛王华金周继翔刘光明许东方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 中国核动力研究设计院成都610041 中广核工程设计有限公司广东深圳518000

岭澳二期核电站反应堆保护系统是我国自主设计的第一个数字化反应堆保护系统。本文介绍了岭澳二期核电站数字化反应堆保护系统的总体结构、设计特点、定期试验以及自检等方面的内容。

关键词：核电站数字化反应堆保护系统定期试验

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DSmT与DST融合门限改进方法

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计算机应用 2012年第4期32卷 1037-1040页

作者：刘永阔凌霜寒哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨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成都610041

Dezert-Smarandache理论(DSmT)是一种能够高效实现多源信息融合,成功处理强冲突证据源的数据融合方法,而Dempster-Shafer理论(DST)在证据源冲突低时的融合效果好,运算代价低。将两种技术结合,在冲突距离函数变化率较低时采取DST证据理论... 详细信息

Dezert-Smarandache理论(DSmT)是一种能够高效实现多源信息融合,成功处理强冲突证据源的数据融合方法,而Dempster-Shafer理论(DST)在证据源冲突低时的融合效果好,运算代价低。将两种技术结合,在冲突距离函数变化率较低时采取DST证据理论,反之采用DSmT融合算法是一种提高信息融合效率的可行方式。研究人员对DSmT和DST二者的单点值转换门限方法已做了探讨,针对单点值门限方法的不足,提出了将冲突距离函数作为判别依据来确定转换门限的方法。该方法有很强的适应性,根据不同的证据组合,能划分是单点值门限还是多点值门限。

关键词：冲突距离函数 DSmT DST 门限信息融合

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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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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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电流作用对铜镁合金弯曲微动疲劳损伤特性的影响

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摩擦学学报 2020年第1期40卷 107-116页

作者：薛博凯米雪白崇成徐志彪刘曦洋刘建华彭金方朱旻昊西南交通大学材料先进技术教育部重点实验室四川成都610031 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 西南交通大学牵引动力国家重点实验室摩擦学研究所四川成都610031 广东省江门市质量计量监督检测所广东江门529000

采用自主研制的试验装置,研究了铜镁合金在不同电流强度条件下的弯曲微动疲劳损伤演变规律.运用红外线热成像仪测试电流条件下微动接触区温度分布情况;利用白光干涉仪、扫描电镜、电子探针、X射线光电子能谱仪对试样接触损伤区的微观形... 详细信息

采用自主研制的试验装置,研究了铜镁合金在不同电流强度条件下的弯曲微动疲劳损伤演变规律.运用红外线热成像仪测试电流条件下微动接触区温度分布情况;利用白光干涉仪、扫描电镜、电子探针、X射线光电子能谱仪对试样接触损伤区的微观形貌和化学行为进行分析.试验结果表明:在相同循环次数下,随着电流强度的增加,铜镁合金弯曲微动疲劳寿命逐渐降低,接触区温度逐渐上升,接触损伤区尺寸增大,剥落层逐渐细化,接触损伤区氧化程度越来越严重,氧化磨屑的主要成分为CuO和Cu2O;主要损伤机制为氧化磨损、黏着磨损和剥落.

关键词：铜镁合金电流强度弯曲微动疲劳疲劳寿命损伤机制

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HDR实验堆压力容器-水平管道系统热分层的大涡模拟

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应用力学学报 2024年

作者：高启丹程钱余晓菲周进雄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

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器... 详细信息

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器（RPV）的全尺寸HDR实验堆仿真模型。研究中，流场计算采用大涡模拟（LES）数值方法，以解决大尺度和小尺度的湍流运动对非稳态流动传热过程的影响，耦合固体导热方程，完成了水平管道系统共轭传热分析。结果表明：大涡模拟方法适用于热分层问题研究，对于流场及结构温度分布预测结果与实验数据吻合良好。研究确定了水平管道发生热分层现象时结构温度波动强度最大位置，该点可作为热疲劳分析敏感点。本文数值模拟方法和分析结果可为压水堆管道系统及设备的结构完整性和安全性评估提供参考。

关键词：压水反应堆热分层大涡模拟共轭传热

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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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Fe-Mn晶格反演势的构建与验证

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有色金属工程 2021年第6期11卷 24-28页

作者：李宁张兴广吴冰洁李雪洁杨龙龙孙琨张猛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强度国家重点实验室西安710049

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线... 详细信息

势函数对分子动力学计算的准确性和可靠性具有决定作用,如何获得精确的势函数一直是最受人们关注的问题之一。为了构建Fe-Mn原子间的势函数,利用基于密度泛函理论的第一性原理方法分别计算了BCC-Fe,BCC-Mn及L_(10)-FeMn体系的结合能曲线,而后根据Chen-Mobius晶格反演法得到了FCC-Fe和FCC-Mn的晶格反演势。然后计算出Fe-Fe原子和Mn-Mn原子间按L_(10)结构堆垛的结合能,进而求出Fe-Mn原子间的结合能,再利用Chen-Mobius晶格反演法,获得Fe-Mn原子间的晶格反演势,最后选择Morse势函数进行拟合。利用构建的Fe-Mn势函数进行了L_(10)-FeMn体系结合能计算,与第一性原理计算的结果对比,表明构建的Fe-Mn势函数满足自洽性。最后利用所得势函数进行了弹性模量、杨氏模量计算,与试验数据对比基本吻合,表明势函数具有有效性。

关键词： Fe-Mn 晶格反演法 Morse势函数第一性原理

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玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击响应分析

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应用力学学报 2021年第3期38卷 1011-1015页

作者：李宁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610200 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

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的... 详细信息

基于ABAQUS/Explicit建立了GLARE的有限元模型,分析了其在低速冲击载荷作用下的动态响应,讨论了低速冲击过程中冲头与层合板之间的接触力随冲头位移的变化过程,并进一步分析了低速过程中结构的破坏过程及能量平衡。研究发现:冲头承受的载荷在冲击过程中会发生剧烈变化,且在击穿GLARE前,载荷受冲击速度影响很小;冲头的动能损失基本转化成了层合板结构增加的内能,主要包括铝合金板的塑性变形能、整体材料应变能、因损伤破坏吸收的能量;其中铝合金板的塑性变形能占比最高,可通过进一步设计铝合金板来提高GLARE的抗冲击性能。本文为GLARE层合板在结构冲击防护中的设计及应用提供了重要的参考依据。

关键词：玻璃纤维增强铝合金层合板低速冲击破坏能量平衡

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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

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科学技术与工程 2015年第30期35卷 23-29页

作者：崔世杰王杰卢庆张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系西安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610041

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... 详细信息

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。

关键词： MELCOR 失流事故氦冷包层 HE-FUS3实验

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