检索结果-内蒙古大学图书馆

焊接学报 2024年第5期45卷 105-112页

作者：赵艳丽张安锐辛勇袁攀周毅王厚勤李赫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结构精密焊接与连接全国重点实验室哈尔滨150001

为了提升Zr-Sn-Nb合金电子束焊残余应力计算精度,对Zr-Sn-Nb合金及焊接接头热物性参数与力学性能进行测量,研究接头性能差异对电子束焊接头残余应力影响规律,建立了电子束焊复合热源模型,采用热弹塑性有限元方法对4.45mm厚Zr-Sn-Nb合金... 详细信息

为了提升Zr-Sn-Nb合金电子束焊残余应力计算精度,对Zr-Sn-Nb合金及焊接接头热物性参数与力学性能进行测量,研究接头性能差异对电子束焊接头残余应力影响规律,建立了电子束焊复合热源模型,采用热弹塑性有限元方法对4.45mm厚Zr-Sn-Nb合金电子束焊应力进行数值模拟,并进行焊缝形貌验证.结果表明,考虑焊缝与母材属性差异时,试板上表面焊缝及热影响区区域的横向残余应力峰值高于二者属性相同时的模拟结果,峰值分别为319 MPa和296 MPa,进一步考虑热影响区属性与母材及焊缝差异对接头残余应力影响不大,峰值纵向应力为318 MPa.

关键词： Zr-Sn-Nb合金接头性能差异电子束焊残余应力

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气冷堆用棱柱型弥散微封装燃料性能分析及优化研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 89-95页

作者：赵波李权李垣明黄永忠马强粟敏刘振海齐飞鹏马超陈浩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

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥... 详细信息

棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆(TRISO)燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料,具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性,是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体的棱柱型弥散微封装燃料设计方案,并基于有限元分析软件COMSOL建立了该燃料元件三维热流固耦合分析模型,初步实现了该燃料元件性能分析和优化设计。结果表明,棱柱型弥散微封装燃料元件的温度最大值位于燃料元件外侧,应力峰值位于冷却剂通道壁面,边距比为0.76~0.84、孔距比为0.68~0.75时燃料元件热应力最小。本文建立的棱柱型弥散微封装燃料性能分析方法和研究结论,可为后续该型气冷堆燃料元件设计提供指导和参考。

关键词：棱柱型弥散微封装燃料 COMSOL 热流固耦合优化

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基于相关向量机的反应堆功率测量电路故障预测研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 223-229页

作者：闵渊陈智万波杨诚韩文兴原艳南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

为了提高核测量装置的保障性和维修性,本文以反应堆功率测量放大电路为对象,通过基于量子粒子群优化算法的多核相关向量机模型对电路的典型故障进行预测。从功率测量放大电路的脉冲响应信号中,用小波包分解方法提取特征信息,将计算所得... 详细信息

为了提高核测量装置的保障性和维修性,本文以反应堆功率测量放大电路为对象,通过基于量子粒子群优化算法的多核相关向量机模型对电路的典型故障进行预测。从功率测量放大电路的脉冲响应信号中,用小波包分解方法提取特征信息,将计算所得到的特征与电路正常状态特征之间的欧氏距离作为电路故障程度指标,选用多核相关向量机建立电路故障预测模型,并分析了相关向量机模型核函数种类、参数优化算法对于模型预测效果的影响,研究结果表明采用量子粒子群算法优化的多核相关向量机模型对于电路未来运行状态的预测精度较优,能够准确预测电路故障程度的变化规律。

关键词：小波包特征提取相关向量机量子粒子群优化故障预测

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跨嵌入式平台的Modbus/TCP协议库函数实现

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核动力工程 2022年第4期43卷 136-142页

作者：程阳洁秦帆徐永红何小鹏代锴垒李璐郑晓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

为了在不同的国产化中央处理器(CPU)上应用Modbus/TCP协议,需设计并实现跨平台协议库函数。根据Modbus应用协议规格说明书,在不依赖操作系统调用的前提下,对Modbus/TCP协议需支持的十大功能码进行跨平台库函数开发。库函数可被通讯应用... 详细信息

为了在不同的国产化中央处理器(CPU)上应用Modbus/TCP协议,需设计并实现跨平台协议库函数。根据Modbus应用协议规格说明书,在不依赖操作系统调用的前提下,对Modbus/TCP协议需支持的十大功能码进行跨平台库函数开发。库函数可被通讯应用层根据自身需求用于Modbus/TCP协议客户端和服务器端的设计和开发。经过在国产化CPU和嵌入式平台上进行二次开发,开发者调用本研究中的库函数能有效实现通过Modbus/TCP协议对反应堆冷却剂系统的稳压器压力水位及棒控棒位系统的功率调节进行数据采集。

关键词：国产化跨平台 Modbus/TCP协议嵌入式开发

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船坞式浮动核电站总体技术研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 1-8页

作者：王东辉李庆宋丹戎秦冬刘佳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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心成都610213

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个... 详细信息

为推动我国实现浮动核电站工程建设,本文结合国内外浮动核电站发展趋势,提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案,并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析,给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议,对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。

关键词： ACP100S 浮动核电站船坞近岸

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铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

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核动力工程 2022年第4期43卷 206-212页

作者：秦天骄夏榜样李晴李司南张策卢迪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

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象... 详细信息

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象,重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子(k_(eff))的影响,分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明:点火区设计参数显著影响堆芯初始k_(eff),点火区的易裂变核素装量越大,初始k_(eff)越大,通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度;堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高,增殖产生的^(239)Pu越多,整体增殖性能越好;增殖区越长,平衡态持续时间越长,堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。

关键词：铅冷行波堆有效增殖因子(keff) 点火区增殖区

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商用压水堆核燃料研发进展与应用展望

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核动力工程 2022年第6期43卷 1-7页

作者：焦拥军于俊崇周毅李垣明陈平段振刚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

压水堆(PWR)是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO_(2)燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特... 详细信息

压水堆(PWR)是目前核电厂反应堆的主力堆型,而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源,关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO_(2)燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特点、技术状态及前景进行了归纳和评价。在掺杂UO_(2)燃料中,大晶粒燃料具有较高的技术成熟度,将在PWR实现大规模商用;高铀密度燃料和金属燃料在高温水腐蚀氧化问题以及事故下的行为仍待研究解决;具有极致安全的微封装燃料更适合特殊用途的小型反应堆。应协同开展先进燃料组件设计、建立设计准则以及研发高保真的性能分析技术等,以充分发挥新型燃料的可靠性及高燃耗优势。

关键词：压水堆(PWR) 耐事故燃料(ATF) 高铀密度燃料微封装燃料金属燃料

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基于DPM方法的安全壳内气溶胶输运特性初步研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 290-296页

作者：王雨晴翁炎运倪木一邓理邻谭怡张明昊中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 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

核电厂在正常运行和发生严重事故时,气溶胶是放射性物质的主要泄漏途径。本文基于流体仿真软件FLUENT中欧拉-拉格朗日方法的离散相模型(DPM),针对铅基堆安全壳内气溶胶输运特性开展数值模拟研究。模拟结果显示静止流场中气溶胶小粒径颗... 详细信息

核电厂在正常运行和发生严重事故时,气溶胶是放射性物质的主要泄漏途径。本文基于流体仿真软件FLUENT中欧拉-拉格朗日方法的离散相模型(DPM),针对铅基堆安全壳内气溶胶输运特性开展数值模拟研究。模拟结果显示静止流场中气溶胶小粒径颗粒受布朗力的驱动在不同壁面的沉降数量分布较均匀;大粒径颗粒受重力的驱动在不同壁面的沉降数量分布不均匀。同时,以PHEBUS FP T0实验的沉降阶段作为基准工况,验证了模型方法在安全壳环境下的适用性与准确性。最后,基于安全壳的二维轴对称简化模型,模拟了反应堆正常运行工况下从堆芯表面到安全壳中的气溶胶迁移和沉降过程。研究发现,在正常运行工况下,粒径0.1μm的气溶胶会随流线进行大范围的迁移并在安全壳上壁面和竖直壁面的交界附近被捕获,粒径3μm和10μm的气溶胶会滞留在安全壳下壁面附近或沉降到安全壳下壁面。基于本模型研究得到的初步结论,可为后续开展的气溶胶受力分析实验和安全壳内气溶胶迁移实验提供参考。

关键词：气溶胶离散相模型(DPM) 安全壳压水堆铅基堆

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船用核动力的发展特点与启示

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核动力工程 2022年第1期43卷 1-6页

作者：卢川王仲辉于俊崇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

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化... 详细信息

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化配置等共同发展规律,并从管理模式、技术路线以及发展趋势等方面挖掘提炼出美国和前苏联/俄罗斯船用核动力技术遵循的一系列共性特点和差异化特征,可为船用核动力发展提供一定的参考和启示。

关键词：船用核动力特征规律启示

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SiC复合包壳热冲击行为分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 107-112页

作者：刘仕超庞华周毅李垣明何梁张坤涂腾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

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温... 详细信息

为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题,通过模拟冷却剂丧失事故(LOCA)下双层SiC复合包壳内应力状态,采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟,分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明,热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层(CVI层)与化学气相沉积层(CVD层)厚度比例增大而增大,当CVI层与CVD层厚度比为9:1时,SiC复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa;热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大,当热冲击温度为1200 K时,产生的环向应力达112.7 MPa;热冲击过程中端塞处有明显应力集中,其径向应力达22.3 MPa,高于文献报道的结合强度(20~25 MPa),是导致端塞连接处失效的主要原因。

关键词：热冲击 SiC复合包壳 COMSOL

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