检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第4期43卷 196-200页

作者：安彦波余志伟王炳炎陈书华张安锐徐世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成都610213

华龙一号(HPR1000)反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素,不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组... 详细信息

华龙一号(HPR1000)反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素,不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组件图像定位的算法,该算法使用模板匹配的原理在摄像机捕获的探测器组件图像中进行查找,获取探测器组件的精确坐标。实验证明,该算法具有较高的定位精度,能够满足探测器组件拆除工作对图像定位算法的使用要求。

关键词：探测器组件拆除图像定位模板匹配 Halcon

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六边形套管型燃料堆芯核设计专用程序试验验证

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核动力工程 2022年第1期43卷 242-245页

作者：王连杰魏彦琴黄世恩娄磊马永强操节宝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

采用六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,... 详细信息

采用六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,控制棒价值和停堆深度计算偏差也都在可接受范围内,表明CELL+CPLEV2程序具有较高的计算精度和可靠性,可用于HCTFR的核设计。

关键词：六边形套管型燃料堆芯(HCTFR) 临界物理试验核设计程序试验验证

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同步磁阻电机型控制棒驱动机构矢量控制技术研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 199-203页

作者：彭仁勇王金鑫青先国刘依依张建建刘亚男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

针对同步磁阻电机型控制棒驱动机构(CRDM)电磁高度耦合难以对输出力矩进行有效线性调节的问题,研究了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制技术。将同步磁阻电机CRDM的数学模型映射至同步旋转坐标系内,对输出电磁力矩与磁链进行解耦。通过励磁... 详细信息

针对同步磁阻电机型控制棒驱动机构(CRDM)电磁高度耦合难以对输出力矩进行有效线性调节的问题,研究了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制技术。将同步磁阻电机CRDM的数学模型映射至同步旋转坐标系内,对输出电磁力矩与磁链进行解耦。通过励磁电流与力矩电流的独立调节,实现输出力矩的线性控制。利用MATLAB/SIMULINK搭建了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制模型,对控制方案进行验证。仿真结果表明,本研究的控制方案具有更优的响应速度、稳态精度以及平稳性。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 同步磁阻电机坐标变换矢量控制

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使用分级方案应用研究堆应急准备与响应要求研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 232-236页

作者：于红程诗思刘汀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

我国当前的研究堆应急管理没有对不同类别研究堆的应急准备与响应作出差异性要求,分级方案是根据与反应堆相关的潜在危害正当应用这些安全要求的良好手段。按照分级方案的步骤,基于我国当前研究堆安全分类准则、国际原子能机构(IAEA)功... 详细信息

我国当前的研究堆应急管理没有对不同类别研究堆的应急准备与响应作出差异性要求,分级方案是根据与反应堆相关的潜在危害正当应用这些安全要求的良好手段。按照分级方案的步骤,基于我国当前研究堆安全分类准则、国际原子能机构(IAEA)功率相关应急威胁分类准则以及应用IAEA应急准备与响应要求的分级方案的依据,提出了我国研究堆的应急管理分类准则以及对不同应急管理类别研究堆应急状态分级和应急计划区(EPZ)要求,这为简化低功率研究堆营运单位应急预案的内容和细节的范围、程度和水平以及建立与不同类别研究堆危害评定结果相称的我国研究堆应急管理系统提供了依据。

关键词：研究堆核应急分级方案相称原则应急管理分类应急准备与响应要求

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数字化核仪表系统样机堆上试验及验证

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核动力工程 2022年第2期43卷 226-231页

作者：王银丽何正熙包超高志宇武文超罗庭芳喻恒罗炜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 中国核动力研究设计院成都610213

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、... 详细信息

针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据。试验结果表明,中子探测器与信号调理和处理样机配合良好,整套系统样机运行稳定可靠。

关键词：数字化核仪表系统中子探测器安装堆上试验

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合金元素Sn,Nb对锆合金腐蚀氧化膜相稳定性影响的第一性原理研究

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物理学报 2024年第15期73卷 162-171页

作者：陈暾崔节超李敏陈文孙志鹏付宝勤侯氢四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室成都610064 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610200

锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_... 详细信息

锆合金的水侧腐蚀是核燃料棒包壳材料设计的关键问题之一.包壳材料的耐腐蚀性能与锆合金氧化膜中t-ZrO_(2)含量和t-m相变密切相关.目前,Zr-Sn-Nb系合金是新型锆合金发展的主流方向.合金元素Sn,Nb在氧化膜中可呈现多种价态,显著影响ZrO_(2)稳定性,然而Sn,Nb对t-ZrO_(2)含量和t-m相变的影响机制尚不明晰.本文基于第一性原理计算了不同价态Sn,Nb掺杂ZrO_(2)的晶体结构性质、形成焓和氧空位形成能,从原子尺度揭示了Sn,Nb对ZrO_(2)稳定性的影响机理.研究表明Sn^(2+),Nb^(3+)引起显著晶格膨胀;Sn^(4+)则造成轻微晶格膨胀,而Nb^(5+)引起晶格收缩,可见高氧化态下Nb比Sn更利于减小氧化膜的内应力.低价合金元素降低ZrO_(2)稳定性,且会增大t,m相形成能差距;高价的Nb^(5+),Sn^(4+)均可提高t-ZrO_(2)相对稳定性从而抑制t-m相变,其中Nb^(5+)效果显著,Sn^(4+)则作用微弱.0—3.5 GPa范围内,t-ZrO_(2)相对稳定性随压力增大而增强.合金元素的低价态比高价态更利于在t-ZrO_(2)中形成氧空位,因而在氧化膜/金属界面附近低氧化态区域,低价元素和压应力是稳定t-ZrO_(2)的主要因素.通过电子结构分析,发现氧空位形成能与合金元素离子和氧空位间的电荷转移幅度(或电子局域化程度)呈正相关.这些结果有助于针对锆合金耐腐蚀性的成分优化和结构设计.

关键词：第一性原理 Zr-Sn-Nb 合金氧化膜相稳定性

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溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 133-137页

作者：王喆张丹邹志强王宁宁杨未东都昱生态环境部核与辐射安全中心北京100082 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

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固... 详细信息

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。

关键词：溶液堆概率安全分析安全目标

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Fe+Cr及Si含量对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响

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核动力工程 2024年第3期45卷 146-153页

作者：岳慧芳庞华高博高士鑫罗倩倩赵艳丽蒋有荣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 国核宝钛锆业股份公司陕西省核级锆材重点实验室陕西宝鸡721013

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt... 详细信息

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt%,wt%表示质量分数),Fe+Cr含量越高,析出的第二相数目越多、尺寸越大,越有利于材料耐腐蚀性能提升。在420℃水蒸气中腐蚀126 d后,当Fe+Cr含量从0.28 wt%增加到0.37 wt%时,Zr-4合金的腐蚀增重降低约30%。Zr-4合金在1100℃淬火时,当Si含量低至10 mg/kg时,形成粗大的平行板条结构;而增加Si含量到100 mg/kg后,析出的细小Zr_(3)Si为α相提供形核位置,使得组织中出现网篮结构和细小的平行板条结构。网篮结构能促使组织中第二相分布更均匀弥散,因此,高Si含量的Zr-4合金表现出更优良的耐腐蚀性能。

关键词： Zr-4合金 Fe+Cr含量 Si含量耐腐蚀性能

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激光增材制造技术在堆内构件中的应用研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 233-237页

作者：王庆田李浩胡雪飞王仲辉朱明冬赵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

针对钴基合金手工钨级氩弧焊(TIG)堆焊出现的质量问题,开展了钴基合金增材制造工艺研究,尤其是激光增材制造工艺参数的优化研究,然后对钴基合金增材制造层进行一系列的硬度、耐磨性能、耐腐蚀性能等试验研究,并与手工TIG堆焊层性能进行... 详细信息

针对钴基合金手工钨级氩弧焊(TIG)堆焊出现的质量问题,开展了钴基合金增材制造工艺研究,尤其是激光增材制造工艺参数的优化研究,然后对钴基合金增材制造层进行一系列的硬度、耐磨性能、耐腐蚀性能等试验研究,并与手工TIG堆焊层性能进行对比。对比结果表明,激光增材制造层的组织更加细化,硬度更加均匀,耐磨性与耐腐蚀性能均优于手工TIG堆焊层。

关键词：钴基合金激光增材制造组织性能

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水下爆炸载荷下舰船板架边界撕裂损伤相似准数研究

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振动与冲击 2024年第4期43卷 38-44,114页

作者：高鹏闫明张权杜志鹏沈阳工业大学机械工程学院沈阳110870 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 海军研究院北京100161

为研究舰船板架在水下爆炸冲击波载荷作用下的变形及破损,结合现有试验数据,采用仿真和数据拟合的方法,展开了均布载荷下板架边界撕裂损伤的相似准数研究。首先,结合理论和数据分析得出,板架边界撕裂时的初始响应速度与破坏模式密切相关... 详细信息

为研究舰船板架在水下爆炸冲击波载荷作用下的变形及破损,结合现有试验数据,采用仿真和数据拟合的方法,展开了均布载荷下板架边界撕裂损伤的相似准数研究。首先,结合理论和数据分析得出,板架边界撕裂时的初始响应速度与破坏模式密切相关,且可清晰描述板架的不同毁伤模式;进一步通过仿真得出断裂应变、板厚、长宽比是影响板架边界撕裂的重要参量;最后,基于量纲理论建立了用于判定板架边界撕裂毁伤的拟合函数,并根据战场舰船损伤实例验证了该函数的有效性。研究结果表明,基于初始响应速度和考虑断裂应变等参量的无量纲数构建板架边界撕裂毁伤判据的方法是可行的,为舰船板架的毁伤相似研究提供了参考。

关键词：撕裂损伤无量纲参量初始响应速度舰船板架

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