检索结果-内蒙古大学图书馆

重庆理工大学学报（自然科学） 2023年第5期37卷 273-282页

作者：李华桥田文喜陈伟李发强王东伟西安交通大学能源与动力工程学院西安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

为研究核安全级DCS机箱的散热性能和影响因素,建立起某核级DCS机箱的有限元模型,进行热学仿真分析。研究结果表明,稳定阶段U1芯片的最高温度为90℃,与实际采集温度87.9℃基本一致,所建立的有限元模型有效可靠。机箱表面温度受内部安装... 详细信息

为研究核安全级DCS机箱的散热性能和影响因素,建立起某核级DCS机箱的有限元模型,进行热学仿真分析。研究结果表明,稳定阶段U1芯片的最高温度为90℃,与实际采集温度87.9℃基本一致,所建立的有限元模型有效可靠。机箱表面温度受内部安装功能模块的影响,功能模块热功耗越高,其表面温度越大。在同一功能模块位置,机箱顶部的表面温度高于底部的表面温度。机箱在自然对流状态下,空气以“下进上出”的方式流动,且机箱顶部的空气流速大于底部的空气流速。进一步地,通过改变取热方式、通风率、进风方式、风量等因素研究对机箱散热性能的影响,结果表明:通过芯片-导热垫-翅片式壳体-机箱的取热方式散热效果最优,相比于自然散热,关键器件的表面温度降低了55.4℃。通风率与机箱散热性能呈现出正相关的关系,当机箱的通风率逐步上升时,器件温度呈现出近似线性下降的关系。当风扇安装于机箱上方进行吸风时,关键器件温度为59.8℃。相比之下,当风扇安装于机箱下方送风时,关键器件温度为63℃,故风扇安装于机箱上方为较优的选择。机箱的散热性能受风扇送风量的影响,风扇风量越大,机箱的散热性能越好。

关键词：核安全级DCS 机箱散热性能影响因素

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舰船自流式循环水系统低流阻混流泵模拟优化及试验

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排灌机械工程学报 2023年第10期41卷 999-1006页

作者：艾阳毛远帆刘钰谭鑫苏舒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 东方电气集团东方电机有限公司四川德阳618000

为降低舰船循环水系统中混流泵的流阻系数,改进其自流特性,提高舰船“自流”循环能力,基于CFD仿真,对低流阻水力部件开展模拟优化及试验研究.首先,通过仿真分析确定初步设计方案,其水力性能可满足设计要求;然后,为进一步降低水力损失和... 详细信息

为降低舰船循环水系统中混流泵的流阻系数,改进其自流特性,提高舰船“自流”循环能力,基于CFD仿真,对低流阻水力部件开展模拟优化及试验研究.首先,通过仿真分析确定初步设计方案,其水力性能可满足设计要求;然后,为进一步降低水力损失和流阻系数,利用随机有限元分析方法确定了影响流阻的主要因素,并针对叶轮、导叶、蜗壳和出口管等主要部件进行优化和改进;最后,基于优化方案开展了样机生产制造及验证试验.结果表明:叶片总包角和导叶总包角是影响混流泵水力部件流阻大小的最主要因素.仿真预测结果与样机试验结果相符,优化后的混流泵内部流动光顺,压力分布、速度分布合理,没有明显的脱流、旋涡,整体流阻系数下降明显,水力性能满足设计要求.因此,提出的低流阻水力部件模拟优化方法是可行的.

关键词：混流泵低流阻 CFD仿真分析优化设计循环水系统

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用于反应堆启动的Am-Be中子源物理特性研究

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现代应用物理 2024年第1期15卷 66-70页

作者：王帅吴师其李满仓周代杰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

利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源... 详细信息

利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源活性区尺寸φ3.4 mm×236 mm,密度为4 g·cm^(-3))中子发射率可达3.34×10^(7)s^(-1),该源的源强虽低于核电厂反应堆常用的启动中子源,但多个Am-Be中子源叠加也可满足应用要求。Am-Be中子源在堆芯辐照过程中,由于产生的^(242)Cm等核素的影响,总中子源强高于其初始源强,保证其长期起到启动中子源作用。另外,Am-Be中子源具有较高的γ源强,在制造、运输与安装过程中需要考虑辐射防护问题。

关键词： Am-Be中子源反应堆启动合金法

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超临界二氧化碳环境中800H合金的均匀腐蚀行为

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腐蚀与防护 2023年第11期44卷 1-6页

作者：刘珠龙家琛苏豪展郭相龙王鹏李玲张乐福上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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 上海核工程研究设计院有限公司上海200233

在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳(sCO_(2))环境中对800H合金进行了均匀腐蚀试验。运用扫描电镜(SEM)、能谱(EDS)和X射线衍射(XRD)等手段对腐蚀后试样表面的氧化膜形貌、成分和结构等进行了观察和分析。结果表明:800H合金在sCO_(2)中腐... 详细信息

在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳(sCO_(2))环境中对800H合金进行了均匀腐蚀试验。运用扫描电镜(SEM)、能谱(EDS)和X射线衍射(XRD)等手段对腐蚀后试样表面的氧化膜形貌、成分和结构等进行了观察和分析。结果表明:800H合金在sCO_(2)中腐蚀1 000 h后,其质量增加了11.2 mg/dm~2,腐蚀质量增加随时间的变化近似服从抛物线生长规律;表面氧化膜主要成分为Cr_(2)O_(3),其结构致密且具有保护性;C元素沉积于氧化膜表面,富Al及富Si氧化物存在于氧化膜与基体交界处。

关键词： 800H合金超临界二氧化碳均匀腐蚀

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基于有效状态覆盖的测试用例自动生成方法

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自动化与仪表 2024年第10期39卷 5-8,13页

作者：王淼青先国刘宏春孙诗炎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

为执行反应堆保护系统工厂测试阶段的确认测试,通常由测试工程师手动编写测试用例,耗费大量人力和时间成本,且可能出现错误、冗余或遗漏。该研究以保护系统确认测试中测试用例生成过程为研究对象,以功能图为依据,提出一种基于有效状态... 详细信息

为执行反应堆保护系统工厂测试阶段的确认测试,通常由测试工程师手动编写测试用例,耗费大量人力和时间成本,且可能出现错误、冗余或遗漏。该研究以保护系统确认测试中测试用例生成过程为研究对象,以功能图为依据,提出一种基于有效状态覆盖的测试用例自动生成方法。该方法以保护系统功能逻辑为约束,实现对模块功能和链路的有效状态覆盖,生成充分且高效的测试用例。实验表明,相比常用的测试用例生成方法,该研究提出的方法可在满足测试充分性的情况下尽可能减少用例数量,提高测试效率。

关键词：测试用例自动生成自动测试保护系统可满足性模理论

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基于Zynq-7000的千兆以太网传输系统设计与实现

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核技术 2021年第2期44卷 35-42页

作者：杨振雷刘承敏青先国朱宏亮包超蒋天植喻恒李进罗庭芳袁航单伟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

随着核仪控系统的复杂性、集成度和数据量的不断增加,传统的控制器局域网络(Controller Area Network,CAN)或外围设备互连(Peripheral Component Interconnect,PCI)等数据总线在一定程度上已难以满足数据快速传输需求。本文基于美国Xil... 详细信息

随着核仪控系统的复杂性、集成度和数据量的不断增加,传统的控制器局域网络(Controller Area Network,CAN)或外围设备互连(Peripheral Component Interconnect,PCI)等数据总线在一定程度上已难以满足数据快速传输需求。本文基于美国Xilinx公司Zynq-7000型片上系统(System on Chip,SoC)设计和实现了基于用户数据报协议(User Datagram Protocol,UDP)的千兆以太网传输系统。首先,对UDP千兆以太网传输系统的实现方式进行了详细描述;然后,采用仿真工具ModelSim对系统方案可行性进行了仿真验证;最后,基于Xilinx的开发板ZC706对系统方案进行了具体实现和功能性能验证。验证结果表明:UDP传输速度最高可以达870 Mbps,能够满足绝大多数核仪控系统的实际传输需求。

关键词： Zynq-7000 用户数据报协议以太网传输系统

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基于Adaboost算法的核电站故障诊断方法

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核动力工程 2022年第4期43卷 118-125页

作者：李翔宇程坤谭思超黄涛袁东东黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 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重点实验室成都610213

针对当前基于集成学习的核电站故障诊断算法大多注重提高各种机器学习算法识别精度而忽略底层基学习器整合方法,导致集成学习算法识别事故类型精度难以提高,而且存在识别结果是否可信的问题。本文基于Adaboost算法设计了一种可使核电站... 详细信息

针对当前基于集成学习的核电站故障诊断算法大多注重提高各种机器学习算法识别精度而忽略底层基学习器整合方法,导致集成学习算法识别事故类型精度难以提高,而且存在识别结果是否可信的问题。本文基于Adaboost算法设计了一种可使核电站控制系统自主识别故障类型的机器学习算法模型,该算法模型通过为集成学习的各种故障识别算法合理分配权重系数,提升集成学习整体算法对核电站事故类型的识别精度和算法可靠性。同时测试结果表明Adaboost算法对7种典型的核电站运行或事故工况的平均识别正确率可达95%以上;而且当事故发生150 s后,识别正确率可达100%。因此基于Adaboost算法的基学习器整合方法可用于优化集成学习的算法结构,提高算法对核电站事故类型的识别精度。

关键词：核电站瞬态运行分析故障诊断机器学习 Adaboost算法

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铁素体/马氏体钢在液态铅铋中的断裂力学试验研究进展

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固体力学学报 2023年第3期44卷 317-345页

作者：林强冯金辉陈刚许斌吴冰洁石守稳天津大学化工学院过程装备与控制工程系天津300350 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

基于第四代核反应堆的发展与需要,具有低熔点的铅基快堆成为当前研究热点之一.作为铅基快堆中的冷却剂,铅铋共晶合金(LBE)对铁素体/马氏体钢断裂性能的影响成为了研究热点.论文首先介绍了铁素体/马氏体钢在液态铅铋中的相容性研究进展,... 详细信息

基于第四代核反应堆的发展与需要,具有低熔点的铅基快堆成为当前研究热点之一.作为铅基快堆中的冷却剂,铅铋共晶合金(LBE)对铁素体/马氏体钢断裂性能的影响成为了研究热点.论文首先介绍了铁素体/马氏体钢在液态铅铋中的相容性研究进展,包括液态金属腐蚀(LMC)和液态金属脆化(LME)两个方面,然后分析了液态金属环境下断裂力学测试方法,阐述了液态铅铋共晶合金对铁素体/马氏体钢断裂性能的影响,最后总结了铁素体/马氏体钢在液态铅铋中断裂的微观机制.

关键词：铁素体/马氏体钢液态铅铋试验装置断裂性能液态金属脆化

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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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锆-4在冷却水中的骤冷沸腾传热实验研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 186-191页

作者：王泽锋邓坚王嘉庚张勇刘余熊进标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 上海交通大学上海200240

为了研究锆-4在冷却水中的骤冷行为与沸腾传热特性,本文采用可视化方法,并测量了锆-4在骤冷过程中的温度变化。基于一维导热反问题求解,计算得到锆-4表面的热流密度和温度。在骤冷过程中锆-4会依次经历膜态沸腾、过渡沸腾、核态沸腾以... 详细信息

为了研究锆-4在冷却水中的骤冷行为与沸腾传热特性,本文采用可视化方法,并测量了锆-4在骤冷过程中的温度变化。基于一维导热反问题求解,计算得到锆-4表面的热流密度和温度。在骤冷过程中锆-4会依次经历膜态沸腾、过渡沸腾、核态沸腾以及单相对流换热4个阶段,并且分析了轴向高度和冷却水过冷度对骤冷行为以及沸腾传热的影响。结果表明,随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大,并且核态沸腾与过渡沸腾传热受加热表面局部特性影响显著,并建立了锆-4表面最小膜态沸腾温度的关系式,对反应堆的安全分析具有重要的意义。

关键词：骤冷行为可视化研究沸腾传热最小膜态沸腾温度

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