检索结果-内蒙古大学图书馆

三维编织复合材料力学性能研究进展

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科技与创新 2021年第13期 108-113页

作者：吴亚波江小州刘帅袁航张尧毅惠永博侯荣彬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610056

三维编织复合材料因其优异的力学性能而得到广泛应用,对其力学性能的研究也取得一些成果。综述了近些年国内外对三维编织复合材料力学性能的研究进展,主要包含试验研究、理论研究,总结了目前研究存在的问题,并对未来的研究趋势做出了展望。

关键词：三维编织复合材料力学性能研究进展

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基于REVENT实验的气溶胶再夹带模型适用性分析

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核技术 2020年第7期43卷 83-88页

作者：何丽雯侯丽强佟立丽曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海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

在核反应堆事故后卸压等特定场景下,安全壳内液体大量蒸发,液相中气溶胶在蒸汽作用下被夹带回气相中的现象称为再夹带。本文基于Revent实验结果对Kataoka&Ishi’s和Cosandey’s再夹带模型的适用性进行了评估。首先将模型转化为程序... 详细信息

在核反应堆事故后卸压等特定场景下,安全壳内液体大量蒸发,液相中气溶胶在蒸汽作用下被夹带回气相中的现象称为再夹带。本文基于Revent实验结果对Kataoka&Ishi’s和Cosandey’s再夹带模型的适用性进行了评估。首先将模型转化为程序语言,针对实验建立分析模型并对不同工况开展模拟研究;然后通过对比分析模型预测结果与实验测量结果,评估了在不同压力、气体组分条件下,Kataoka&Ishi’s各夹带区域模型预测可溶性气溶胶再夹带行为的适用性,Cosandey’s模型预测可溶性、不可溶性气溶胶再夹带行为的适用性。结果表明:Cosandey’s模型更适用于预测核电厂事故工况下安全壳内不同种类气溶胶粒子再夹带行为。

关键词：再夹带可溶性气溶胶不可溶性气溶胶纯蒸汽空气-蒸汽

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核电厂安全注入系统可靠性评估研究

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科技视界 2021年第15期 110-114页

作者：王保平赖建永尹莎莎张玉龙余小权中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键。当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意... 详细信息

在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键。当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意义。而这些系统的可靠性对于反应堆是否能够安全停堆有着重要影响。由于一个系统内包含的设备种类比较多,短期内无法判断设备的磨损程度,因此,通过数值模拟的方法可以直观地表征设备和系统的可靠度,从而对系统的安全性有量化的判断,进一步地保障了堆芯运行的安全性。

关键词：安全注射系统可靠性数值模拟失水事故失效概率

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核反应堆计算流体力学程序YH-ACT关键技术研究及开发

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核动力工程 2020年第S1期41卷 12-17页

作者：王杰刘东刘杰刘卢果庞勃卢忝余刘盈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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213 国防科技大学长沙410073

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对... 详细信息

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对自主研发的CFD程序YH-ACT的初步验证,为其应用到反应堆设计的方案选择与优化提供基础,主要利用ANSYS CFD程序验证算例对YH-ACT程序的理论模型及数值算法进行验证;利用经济合作组织/核能机构(OECD/NEA)的CFD验证基准题实验数据对YH-ACT程序复杂流动下的湍流模拟准确性和可靠性进行了初步验证。结果表明YH-ACT程序在与二者的对比中均符合良好,证明了YH-ACT程序的准确性和可靠性。

关键词：计算流体力学(CFD)程序YH-ACT 程序验证棒束通道

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不同喷射条件下闪蒸喷雾液滴尺寸特性数值分析

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哈尔滨工程大学学报 2020年第8期41卷 1170-1175页

作者：柯炳正高璞珍王博李茹卢川田瑞峰哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验在室黑龙江哈尔滨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四川成都610213

为了研究不同喷射条件对闪蒸喷雾液滴特性的影响,本文利用计算流体力学软件FLUENT离散相模型中的过热喷射器模型和KHRT破碎模型对闪蒸喷雾液滴尺寸的特性进行研究,分析得到了不同条件下液滴尺寸的变化规律。结果表明:喷雾液滴平均尺寸... 详细信息

为了研究不同喷射条件对闪蒸喷雾液滴特性的影响,本文利用计算流体力学软件FLUENT离散相模型中的过热喷射器模型和KHRT破碎模型对闪蒸喷雾液滴尺寸的特性进行研究,分析得到了不同条件下液滴尺寸的变化规律。结果表明:喷雾液滴平均尺寸随着喷射流体初始压力的升高而增大,增大趋势逐渐变缓;随着喷口直径的增大,喷雾液滴平均尺寸呈现先增大后减小的变化趋势,且变化趋势随着喷雾距离的增大而增大;随着喷雾距离的增加,喷雾液滴平均尺寸呈现先平稳后剧烈增大的趋势。

关键词：闪蒸喷雾液滴尺寸液滴破裂喷雾压力喷口直径喷雾距离数值计算

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核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 81-86页

作者：马权罗琦宋小明刘艳阳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

从安全级数字化仪控系统(DCS)平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发,结合相关法律法规及标准要求,对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究,并将其应用于中国核工业集团有限公司安全... 详细信息

从安全级数字化仪控系统(DCS)平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发,结合相关法律法规及标准要求,对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究,并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台--龙鳞系统(NASPIC)的主控模块设计中,同时搭建了华龙一号模拟件,并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试,这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明,诊断覆盖率达到98%,超出标准要求;实测通信误码率小于10-11,达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标;热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求,实现了主控制器的高可靠性。

关键词：主控制器诊断热备通信数字化仪控系统(DCS)

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核电站安全级DCS机柜结构抗震分析及试验研究

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重庆理工大学学报（自然科学） 2021年第10期35卷 224-232页

作者：刘明星杨静远王东伟马权吴志强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 四川大学计算机学院成都610065 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

对核电安全级数字化控制系统(SDCS)机柜结构进行详细设计,采用有限元分析中的响应谱分析法,对该设备的抗震特性进行校核。加工出设备样机进行抗震性能鉴定试验,对地震作用下机柜的结构响应特性与抗震性能进行分析。研究结果表明:该核电... 详细信息

对核电安全级数字化控制系统(SDCS)机柜结构进行详细设计,采用有限元分析中的响应谱分析法,对该设备的抗震特性进行校核。加工出设备样机进行抗震性能鉴定试验,对地震作用下机柜的结构响应特性与抗震性能进行分析。研究结果表明:该核电仪控机柜首阶模态频率为15.257 Hz,其主要振型为机柜框架整体沿横向的偏摆运动,机柜的自然频率远离地震幅值放大区,具有一定的安全裕度。响应谱分析结果表明:在机柜的首阶模态振型与配重区域共同作用下,机柜最大应力位于机柜右前立柱与底框的焊接区域,最大Mises应力为158 MPa,小于机柜材料的屈服极限,因此在地震作用下该型机柜具有较好的抗震能力。地震试验分析结果表明:地震台面的振动信号在逐渐传递至机柜的过程中经过一定程度的放大。在纵向方向上,机柜重心处的振动加速度幅值最大。在横向方向上,振动信号放大最为明显,振动幅值随着机柜高度逐渐变大,使得在机柜柜顶区域,地震信号放大效果最为显著。抑制机柜的横向运动是改善结构抗震性能的关键。设计的核电仪控系统抗震机柜顺利地通过核级设备抗震试验,所提出的设计、分析、试验和结果为核电仪控机柜的设计提供参考依据。

关键词：核电站仪控系统机柜地震响应谱分析

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核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状

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电焊机 2023年第12期53卷 7-21页

作者：何大明黄祖来周利孙舒蕾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 哈尔滨工业大学先进焊接与连接国家重点实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工业大学(威海)山东省特种焊接技术重点实验室山东威海264209

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,... 详细信息

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,从焊接填充材料的选择和优化、可能应用的焊接方法、焊后热处理及工艺控制等方向探讨了解决措施与发展方向。为提高此类接头质量和可靠性的研究提供参考,从而确保核电站的安全运行。

关键词：反应堆压力容器异种金属焊接接头质量研究现状

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690合金传热管在不同摩擦副条件下的微动磨损性能研究

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摩擦学学报 2020年第3期40卷 314-321页

作者：米雪谢海彭金方朱旻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 西南交通大学材料科学与工程学院四川成都610031

采用MFF-3000电磁振动微动疲劳与磨损试验机,研究两种抗振条材料(退火405不锈钢和淬火回火06Cr13)对690合金传热管的微动磨损性能的影响,试验采用块/管线接触方式,即线接触.试验结束后,采用OM、SEM、EDX和EPMA和三维光学显微镜对磨痕微... 详细信息

采用MFF-3000电磁振动微动疲劳与磨损试验机,研究两种抗振条材料(退火405不锈钢和淬火回火06Cr13)对690合金传热管的微动磨损性能的影响,试验采用块/管线接触方式,即线接触.试验结束后,采用OM、SEM、EDX和EPMA和三维光学显微镜对磨痕微观形貌和成分等进行分析,对比分析两种摩擦副的微动摩擦行为.结果表明:当配副材料为405不锈钢时,690合金的磨损相对严重;工况相同时,06Cr13的磨损比405不锈钢严重,且405不锈钢的磨屑尺寸较小,06Cr13磨痕表面存在大量的剥层裂纹.随着温度增加,磨屑增加,氧化程度加剧,磨损加剧,主要的磨损机制为磨粒磨损和剥层.

关键词：微动磨损 690合金 405不锈钢 06Cr13 管/块接触

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ECAP对(0.5CNTs+0.5GNPs)/AZ31复合材料显微组织及力学性能的影响

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热加工工艺 2025年第2期54卷 143-146页

作者：吕亮亮邱玺岳慧芳周毅周明扬权高峰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 西南交通大学材料科学与工程学院四川成都610031

采用粉末冶金法制备了石墨烯(GNPs)与碳纳米管(CNTs)混杂增强AZ31镁基复合材料,并研究了等径通道角挤压(ECAP)对(GNPs+CNTs)/AZ31复合材料的显微组织及力学性能的影响。研究结果表明,ECAP变形能显著细化该复合材料的晶粒,有效提升该复... 详细信息

采用粉末冶金法制备了石墨烯(GNPs)与碳纳米管(CNTs)混杂增强AZ31镁基复合材料,并研究了等径通道角挤压(ECAP)对(GNPs+CNTs)/AZ31复合材料的显微组织及力学性能的影响。研究结果表明,ECAP变形能显著细化该复合材料的晶粒,有效提升该复合材料致密度、显微硬度和强度,屈服强度提高的主导强化机制为细晶强化;除此之外,ECAP变形基本不改变该复合材料的断裂应变及断裂类型。

关键词：等径通道角挤压(ECAP) (GNPs+CNTs)/AZ31复合材料细晶强化断裂

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