检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第1期43卷 208-214页

作者：李玥航于涛陈珍平甘斌鲜希睿牛昊轩南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 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成都610213 湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳421001

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集"几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化"功能为一体的... 详细信息

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集"几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化"功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。

关键词：船用堆 MOSRT平台辐射屏蔽多目标优化

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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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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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打印方向对增材制造304L不锈钢微观结构及力学性能的影响

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科学技术创新 2024年第9期 42-46页

作者：吴冰洁王留兵朱明冬王庆田胡雪飞吴佳玥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

增材制造技术已被广泛应用于航空工业、汽车工业等各个领域。本文利用选择性激光熔融(Selective Laser Melting;SLM)技术加工得到304L不锈钢材料,并对其微观结构和力学性能进行研究。试验中,利用光学显微镜(OM)和电子背散射衍射仪(EBSD... 详细信息

增材制造技术已被广泛应用于航空工业、汽车工业等各个领域。本文利用选择性激光熔融(Selective Laser Melting;SLM)技术加工得到304L不锈钢材料,并对其微观结构和力学性能进行研究。试验中,利用光学显微镜(OM)和电子背散射衍射仪(EBSD)对材料的不同截面进行微观观察;同时对水平打印试样和竖直打印试样进行单轴拉伸试验。试验结果表明,SLM技术加工得到的304L不锈钢的微观结构具有各向异性,垂直于打印方向和平行于打印方向的微观形貌具有显著的差异,同时材料内部存在较大的残余变形。

关键词：增材制造选择性激光熔融 304L不锈钢打印方向

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基于Johnson-Cook本构模型的压紧板弹簧刚度特性研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 91-98页

作者：杨泞瑞吴兴文梁树林秦勉朱发文王浩煜刘孟龙西南交通大学牵引动力国家重点实验室成都610031 西南交通大学机械工程学院成都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成都610213

燃料组件压紧板弹簧的刚度设计对其安全服役起着至关重要的作用。通过引入INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构关系,拟合了不同中子辐照剂量下INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构模型;建立了压紧板弹簧系统的有限元模型,开... 详细信息

燃料组件压紧板弹簧的刚度设计对其安全服役起着至关重要的作用。通过引入INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构关系,拟合了不同中子辐照剂量下INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构模型;建立了压紧板弹簧系统的有限元模型,开展了不同因素对压紧板弹簧刚度特性的影响研究。结果表明:温度、加载次数、幅值的增大会导致压紧板弹簧在循环加载下出现不同程度的软化,而加载速率的增大会使压紧板弹簧的刚度出现硬化。本文研究可为燃料组件中的压紧板弹簧刚度设计提供参考。

关键词：压紧板弹簧刚度特性 Johnson-Cook非线性本构模型

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NECP-X程序中基于全局-局部耦合策略的非棒状几何燃料共振计算方法研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 204-210页

作者：曹璐刘宙宇张旻婉贺清明温兴坚曹良志吉文浩西安交通大学西安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

基于NECP-X程序中已经研发的全局-局部耦合共振计算方法,研究了针对非棒状几何燃料的共振计算方法。首先,采用中子流方法计算真实问题的丹可夫修正因子,以处理全局的空间效应;其次,基于丹可夫修正因子等效获得小规模问题周围慢化剂的几... 详细信息

基于NECP-X程序中已经研发的全局-局部耦合共振计算方法,研究了针对非棒状几何燃料的共振计算方法。首先,采用中子流方法计算真实问题的丹可夫修正因子,以处理全局的空间效应;其次,基于丹可夫修正因子等效获得小规模问题周围慢化剂的几何信息;最后,对于小规模问题燃料区的有效自屏截面的计算采用共振伪核素子群方法。将该方法应用于非棒状几何燃料数值计算,结果表明,该方法在处理非棒状几何燃料栅元的共振计算时,与蒙特卡罗结果程序相比,微观吸收截面偏差不超过1.8%,无限介质增殖因数偏差不超过110 pcm(1 pcm=10-5),具有较高的计算精度;在大规模问题的计算中,基于板状燃料的JRR-3M实验堆全堆在整个燃耗过程有效增殖因数偏差均在300pcm左右,组件功率偏差在整个燃耗过程不超过0.62%。因此,本研究提出的共振计算方法具有较高的正确率和精度。

关键词： NECP-X 丹可夫多环形燃料蜂窝煤状燃料板状堆

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