检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第5期41卷 84-88页

作者：青先国肖凯黄轲陈冠宇李羿良陈智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

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。... 详细信息

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。结果表明,当核功率不超过一定功率水平时,压力自动控制方法可实现反应堆核加热冷启动过程系统压力的有效控制。

关键词：核加热冷启动压力自动控制超压问题仿真

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基于深度神经网络的设备剩余使用寿命预测研究

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计算机应用与软件 2024年第8期41卷 60-66页

作者：王加昌赖跖唐雷田野刘梦娟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 电子科技大学网络与数据安全四川省重点实验室四川成都610054 奇虎360科技有限公司四川成都610061

随着传感器在工业设备上的广泛部署,数据驱动的设备状态预测与健康管理技术逐渐成为工业界和学术界研究的热点。该文针对其中的设备剩余使用寿命预测问题展开研究。利用深度神经网络建立设备剩余使用寿命预测模型的关键步骤,并基于C-MA... 详细信息

随着传感器在工业设备上的广泛部署,数据驱动的设备状态预测与健康管理技术逐渐成为工业界和学术界研究的热点。该文针对其中的设备剩余使用寿命预测问题展开研究。利用深度神经网络建立设备剩余使用寿命预测模型的关键步骤,并基于C-MAPSS公开数据集,评价前馈神经网络、卷积神经网络、长短期记忆网络三种典型深度神经网络用于剩余使用寿命预测的性能,实验结果显示考虑时序特征的长短期记忆网络具有显著的性能优势,最后对该方向的发展趋势展开讨论。

关键词：剩余使用寿命预测深度神经网络卷积神经网络长短期记忆网络

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小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

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核动力工程 2020年第2期41卷 189-192页

作者：金远蒋孝蔚邓坚刘余毕树茂朱大欢杨帆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

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非... 详细信息

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。

关键词：先进压水堆耦合小破口失水事故

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Mg-3.5Li-6Al合金制备及高温力学性能研究

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稀有金属与硬质合金 2021年第5期49卷 53-58页

作者：廖楠赵艳丽刘仕超杨青峰王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四川成都610213

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al... 详细信息

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al-Li相构成,Al-Li呈层片状分布。流变应力峰值随应变速率的增加而增加,且随温度的升高而减小。Mg-3.5Li-6Al合金的高温变形本构方程可用双曲正弦函数描述,合金在高温下的应变激活能为126 kJ/mol,应力指数为3.98,合金的变形受晶内扩散控制。

关键词：镁锂合金流变应力本构模型变形机制

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主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用

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核动力工程 2020年第2期41卷 45-48页

作者：虞晓欢杜娟邵雪娇杨宇刘贞谷田俊杨灵芳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 中国核动力研究设计院成都610213

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量... 详细信息

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度(RTNDT),且过于保守。本文针对某核电厂压力容器,利用现有的辐照监督管数据估计50a延寿期末主曲线参考温度RTT0,并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法,计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比,利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口,能够提高设备的经济性。

关键词：主曲线方法压力容器老化辐照

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核电工程实时网络研究及应用

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仪器仪表用户 2023年第5期30卷 93-97页

作者：周静田文喜丁捷西安交通大学西安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

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出... 详细信息

针对核电领域DCS平台的仪控产品,实时通信网络架构设计、选型方面等相关问题的处理缺乏理论基础和性能比较,以及国产化安全级DCS平台的设计缺乏成熟经验借鉴等问题,本文对基于不同协议的实时性网络通信架构的软硬件实现进行了研究,提出了适用于安全级DCS多种网络拓扑结构设计的网络通信方案,实现了安全级DCS网络通信数据传输的实时性和确定性,具有较好的数据通信确定性、容错能力及响应时间稳定性等优点,满足核电厂DCS网络系统对数据通信高可靠性的要求。

关键词：安全级DCS DCS网络系统实时通信网络可靠性

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二次中子源的氦生成速率研究

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现代应用物理 2022年第3期13卷 70-73页

作者：杨俊云夏明明朱建平邓理邻徐涛王霜肖锋唐松乾陈鑫苗建新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

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相... 详细信息

二次中子源在受射线辐照的过程中会产生氦气,工程中需根据包壳的承压能力和氦生成速率计算二次中子源的设计寿命。本文针对二次中子源堆内辐照的氦生成相关过程进行分析,在“华龙一号”全堆芯模型基础上开展研究,以堆芯燃料管理方案相关参数为输入,开展燃耗和粒子输运计算,得到平衡循环中不同燃耗深度下二次中子源的氦生成速率及不同核反应道的贡献比。计算结果表明,二次中子源内生成氦的主要核反应的平均微观反应截面和氦生成速率受燃耗深度的影响并不显著,在二次中子源产生氦的主要核反应中,9Be(n,2n)4He的贡献最大,约占71.7%,其他反应道的贡献分别为9Be(n,α)6He约占12.0%,9Be(γ,n)4He约占4.3%,6Li(n,t)4He约占12.0%。

关键词：二次中子源氦气生成速率 “华龙一号”

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钛酸锶及稀土改性钛酸锶热源的应用及制备研究

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稀土 2023年第1期44卷 182-189页

作者：李战强张新虎郭锐杨帆李满仓陈恒中国科学院福建物质结构研究所福建福州350002 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 中国科学院福建物质结构研究所福建省清洁核能系统燃料与材料联合重点实验室福建福州350002

^(90)Sr源是一种纯β衰变放射源,已经应用于同位素电池热源。为探索^(90)Sr放射性同位素温差发电器核热源芯体制备关键技术,建立高密度钛酸锶热源芯体制备技术方案,本研究通过湿法球磨和二次烧结的方法,以非放射性碳酸锶和二氧化钛粉末... 详细信息

^(90)Sr源是一种纯β衰变放射源,已经应用于同位素电池热源。为探索^(90)Sr放射性同位素温差发电器核热源芯体制备关键技术,建立高密度钛酸锶热源芯体制备技术方案,本研究通过湿法球磨和二次烧结的方法,以非放射性碳酸锶和二氧化钛粉末为原料,制备了高理论密度的钛酸锶芯体。研究结果表明,本研究制定的芯体制备技术方案可有效避免球磨过程中原料粉体粘结在球磨罐体上,粉末损耗量少,粉体粒度均匀;通过烧结-破碎-再烧结方式,可有效增加原料纯度,晶粒成型更好,芯体强度更高;且通过掺杂浓度为2%的钇实现了晶粒的细化,有效提高了其服役寿命和稳定性。本研究可为放射性钛酸锶热源芯体制备提供技术参考。

关键词：钛酸锶同位素^(90)Sr 同位素温差发电器湿法球磨无压烧结稀土改性

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U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料力学性能的分子动力学模拟

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物理学报 2021年第12期70卷 52-61页

作者：辛勇包宏伟孙志鹏张吉斌刘仕超郭子萱王浩煜马飞李垣明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 西安交通大学材料科学与工程学院金属材料强度国家重点实验室西安710049

在二氧化铀(UO2)燃料中掺杂钍(Th)是提高其热稳定性的有效手段.本文利用分子动力学模拟方法,系统研究了温度与掺杂浓度对U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料结构稳定性与力学特性的影响.研究发现,沿[001]晶向单轴拉伸可观察到混合燃料由初始面... 详细信息

在二氧化铀(UO2)燃料中掺杂钍(Th)是提高其热稳定性的有效手段.本文利用分子动力学模拟方法,系统研究了温度与掺杂浓度对U_(1-x)Th_(x)O_(2)混合燃料结构稳定性与力学特性的影响.研究发现,沿[001]晶向单轴拉伸可观察到混合燃料由初始面心立方结构的萤石相转化为具有低对称结构的scrutinyite相的特殊相变.混合燃料体系的力学性能强烈依赖于温度与掺杂浓度,弹性模量和断裂应力随温度的升高而减小,断裂应变随温度的升高呈增加趋势.当掺杂浓度小于0.1时,弹性模量呈下降趋势,而掺杂浓度高于0.1时,弹性模量呈增加趋势.断裂应力随掺杂浓度的增加而增加,断裂应变则减小.不同掺杂浓度下混合燃料体系均表现脆性断裂特性,多晶样品中发生脆性沿晶断裂.本文的研究结果可为UO_(2)燃料的掺杂改性提供力学性能上的理论指导.

关键词： U_(1-x)Th_(x)O_(2) 分子动力学模拟力学性能断裂

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小型反应堆技术发展战略研究

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中国科技期刊数据库工业A 2023年第6期 17-20页

作者：齐敏张卓华曾未宋丹戎秦冬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

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进... 详细信息

小型核反应堆具有高安全、用途广、厂址选用灵活、出投资小等突出优势,是未来核能领域拓展与推广应用的重要方向。美国、俄罗斯等核电大国正加快小新核反应堆技术创新,力求巩固核能技术发展领先地位。面对未来,小型核反应堆技术是先进核能发展的必然选择,可有力拓宽特殊能源应用维度、推动核能市场推广、加快核科技“走出去”步伐。根据上述背景,本文从小型核反应堆技术发展需求、国内外发展现状出发,剖析我国小型核反应堆技术发展面临的问题与困境,提出小型核反应堆技术发展建议。

关键词：小型核反应堆技术市场前景压水堆先进堆型

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