检索结果-内蒙古大学图书馆

钢铁研究学报 2023年第2期35卷 201-209页

作者：王卓朱虹许斌宋丹戎王留兵张宏亮中南大学轻合金研究院湖南长沙410083 成都材智科技有限公司四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院四川成都610213

由于受到严苛的服役环境和中子辐照的影响,核动力装置用奥氏体不锈钢作为结构材料应用时对力学性能要求较高,因此对于奥氏体不锈钢力学性能的预测很值得关注和研究。将机器学习算法应用于材料信息学并对机器学习的方法和原理作了简要说... 详细信息

由于受到严苛的服役环境和中子辐照的影响,核动力装置用奥氏体不锈钢作为结构材料应用时对力学性能要求较高,因此对于奥氏体不锈钢力学性能的预测很值得关注和研究。将机器学习算法应用于材料信息学并对机器学习的方法和原理作了简要说明,重点介绍了基于奥氏体不锈钢力学性能数据库,以奥氏体不锈钢力学性能预测为应用实例建立了机器学习模型和系统平台,最后通过预测值与真实值的对比验证对模型进行了评估。研究结果表明,构建的相关模型可以对奥氏体不锈钢的抗拉强度和屈服强度进行有效预测,R^(2)均在0.90以上。对现阶段机器学习在性能预测和材料研发领域急需解决的问题进行了探讨,并对其未来的发展方向进行了展望。

关键词：核电站奥氏体不锈钢机器学习性能预测数据库

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泵类设备浮筏结构轻量化设计研究

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科学技术创新 2023年第10期 56-59页

作者：李旸魏博路彤王禹黎昭文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

针对泵类设备浮筏结构的轻量化设计需求,为获得更高效的结构,本研究采用拓扑优化技术开展浮筏结构优化设计研究,并利用有限元分析的方法完成优化前后的浮筏结构力学性能和浮筏隔振系统隔振性能的对比分析。结果表明,优化后的浮筏结构在... 详细信息

针对泵类设备浮筏结构的轻量化设计需求,为获得更高效的结构,本研究采用拓扑优化技术开展浮筏结构优化设计研究,并利用有限元分析的方法完成优化前后的浮筏结构力学性能和浮筏隔振系统隔振性能的对比分析。结果表明,优化后的浮筏结构在减重35%的同时,其一阶、二阶固有频率均有小幅提升,采用浮筏优化结构的隔振系统仍具有良好的隔振性能。本研究可为泵类设备浮筏结构提供一种技术手段,同时还可为其它结构件的优化设计提供参考。

关键词：浮筏结构轻量化拓扑优化隔振

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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 194-198页

作者：赵芳邹树梁徐守龙徐涛南华大学资源环境与安全工程学院湖南衡阳421001 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明... 详细信息

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

关键词：船用反应堆大破口失水事故核素扩散 MELCOR耦合CFD-FLUENT

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辐照温度对反应堆压力容器材料辐照脆化行为的影响规律研究

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核动力工程 2024年第S2期45卷 102-109页

作者：董元元罗英杜华胡甜王晓童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

反应堆压力容器(RPV)承受着强烈的中子辐照作用,随着快中子注量的累积,RPV产生不可忽视的辐照损伤,其中辐照温度是影响其辐照损伤的重要因素之一。针对辐照温度对RPV的影响机理研究,本文开展了现有预测模型分析、原位离子模拟辐照试验... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)承受着强烈的中子辐照作用,随着快中子注量的累积,RPV产生不可忽视的辐照损伤,其中辐照温度是影响其辐照损伤的重要因素之一。针对辐照温度对RPV的影响机理研究,本文开展了现有预测模型分析、原位离子模拟辐照试验及多尺度模拟计算。对比分析了常用的辐照脆化预测公式,其温度适用范围为275~310℃,不适用于低温辐照条件。开展了不同温度下的原位离子辐照试验,结果表明辐照温度越高,辐照位错环尺寸越大而密度越低。多尺度模拟计算结果表明,辐照温度对辐照点缺陷的产生过程影响不明显,但对辐照缺陷的演化和平衡过程具有较明显的影响;辐照温度越低,材料辐照脆化越严重。研究揭示了辐照温度对RPV材料辐照脆化行为的影响机理及规律。

关键词：反应堆压力容器(RPV)材料辐照温度辐照脆化原位离子辐照多尺度模拟计算

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双泵公共支承隔振及线谱控制技术研究

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科学技术创新 2023年第12期 79-82页

作者：魏博李旸王禹黎昭文路彤刘佳赖建永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

泵类设备是工程中常用的一类设备,也是工程中常见的振动噪声源之一。以并联设置的2台泵为研究对象,结合该型泵一用一备的特点,设计了公共支承结构将两台泵集中布置,并加装动力吸振器进一步控制激励频率处的振动,形成了公共支承隔振与线... 详细信息

泵类设备是工程中常用的一类设备,也是工程中常见的振动噪声源之一。以并联设置的2台泵为研究对象,结合该型泵一用一备的特点,设计了公共支承结构将两台泵集中布置,并加装动力吸振器进一步控制激励频率处的振动,形成了公共支承隔振与线谱控制技术方案。通过有限元分析计算了隔振系统的固有频率、隔振效果与吸振效果,在低频段与全频段隔振效果分别为33 dB与37 dB,在50 Hz线谱处吸振效果为4 dB,验证了设计方案的可行性与效果。本研究可为泵类设备的振动控制提供参考。

关键词：泵隔振动力吸振

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热工水力分析程序中的液位追踪模型对比与研究

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核科学与工程 2023年第4期43卷 751-759页

作者：杨军张恩昊姚垚陈伟丁书华华中科技大学能源与动力工程学院湖北武汉430074 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

混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆堆芯中的混合液位是决定堆芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全... 详细信息

混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆堆芯中的混合液位是决定堆芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全性有重要影响。物理过程中,混合液位主要由空泡份额及两相流型所决定,相对于坍塌液位(Collapsed level),混合液位的实验测量及数值模拟更为复杂。混合液位的计算对反应堆热工水力瞬态模拟有比较重要的影响,因此在多数系统分析程序中设有混合液位追踪模型。本文对主流热工水力程序中的混合液位追踪模型及其验证评估进行了总结,并结合实验数据使用部分热工水力程序进行了模拟和验证,该研究可对自主化分析程序中相关模型的开发提供一定的借鉴和参考。

关键词：液位追踪两相液位水位膨胀 RELAP5 TRACE

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海洋条件下自然循环蒸汽发生器U型管内倒流特性研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 6-13页

作者：李孝佳张勇丛腾龙李沛颖卢川张吉斌哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨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

当压水堆处于自然循环工况时,蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象,导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低,为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型,对蒸汽发生器所有U... 详细信息

当压水堆处于自然循环工况时,蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象,导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低,为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型,对蒸汽发生器所有U型管进行建模和节点划分,计算了海洋条件下蒸汽发生器内U型管的倒流临界质量流量及进出口压差,最后分析了3种海洋条件对U型管内流体倒流的影响。结果表明,倾斜条件下有可能会改变倒流现象;而在航行过程中可能遇到的起伏条件都无法改变倒流现象;当摇摆条件比较剧烈时有可能改变倒流现象。

关键词：蒸汽发生器海洋条件热工水力流动不稳定性

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氦-氙混合气体动力粘度测量

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核动力工程 2021年第6期42卷 32-37页

作者：胡文桢李仲春刘晓晶邓坚曲文海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610213

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 ... 详细信息

针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题,对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置,并考虑了修正项;采用氩气对实验装置进行标定后,测量了2种氦-氙混合气体(15、40 g/mol)在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 MPa下的动力粘度,并对测量结果进行了评价;为得到氦-氙混合气体高温下粘度,采用拟合粘度关系式的方法将粘度拟合值外推至温度为1273 K的粘度值。结果表明,本文实验结果与文献值符合较好;实验装置测量合成标准不确定度为3.88%,拟合值与文献值(实验值、计算值)的偏差较小。本研究为空间气冷堆设计和优化提供了基础热物性参数。

关键词：空间气冷堆氦-氙混合气体动力粘度双毛细管法

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重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 23-28页

作者：孙启政王连杰张滕飞李向阳刘晓晶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610213

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终... 详细信息

基于传统压水堆(PWR)技术,提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆(RMSMR)的概念设计方案,采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数,获得反应堆各项中子学参数的变化机理;然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案,并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明,RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率,采用钍-铀燃料维持了负空泡系数,通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比(CR);RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化,从而提高CR,减小寿期反应性波动,增加堆芯寿期;RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。

关键词：重水小型反应堆钍-铀基燃料长寿命

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长期低功率运行对燃料棒PCI性能影响分析

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科学技术创新 2023年第19期 169-172页

作者：何梁张坤陈平邢硕王坤刘振海胡超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

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响... 详细信息

本文基于FUPAC软件对长期低功率运行下燃料棒包壳的PCI性能进行了计算分析,分析结果表明,发生II类瞬态时,长期低功率运行工况下的包壳应变能密度将明显高于正常运行工况,并导致燃料棒包壳PCI失效裕量的降低。受长期低功率运行模式的影响,长期低功率运行的时间越长,长期低功率运行的功率越低,燃料棒包壳的应变能密度越大,包壳PCI失效裕量越小。

关键词：长期低功率 Ⅱ类瞬态 PCI 应变能密度

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