检索结果-内蒙古大学图书馆

电子技术应用 2024年第S01期50卷 236-242页

作者：袁艳丽冯志鹏叶献辉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四川成都610041

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析... 详细信息

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量,以主设备接管嘴地震载荷为输出变量,建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究,通过单因素方差分析(ANOVA)获取输入参数对输出参数的重要度排序,通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持,相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

关键词：反应堆冷却剂系统地震响应敏感性分析

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FeCrAl合金拉伸力学性能分子动力学研究

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稀有金属材料与工程 2023年第2期52卷 777-784页

作者：叶天舟姚欢巫英伟章静王明军陈平田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核能技术重点实验室动力工程多相流国家重点实验室陕西西安710049 西安交通大学航空航天学院机械结构强度与振动国家重点实验室陕西省先进飞行器服役环境与控制重点实验室陕西西安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四川成都610213

FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温... 详细信息

FeCrAl合金优良的高温抗氧化性能使其成为反应堆燃料包壳的候选替代材料之一,然而Cr和Al的存在会对其力学性能产生负面影响,对反应堆的安全运行造成潜在风险。为了分析FeCrAl合金体系在微观尺度的变形机制,采用分子动力学方法研究了温度和应变速率2个重要影响因素下FeCrAl单晶的力学性能,对应力应变、缺陷分布、位错密度的变化及变形机制进行了讨论,分析了溶质原子对模拟结果的影响。结果表明,温度升高导致原子热运动加剧,促进了缺陷的形成和生长,降低了原子间相互作用,导致弹性模量和抗拉强度随温度的升高而降低。应变速率的升高导致弹性模量和抗拉强度降低,低应变速率的塑性变形机制主要为孪生变形,中等应变速率下为位错滑移,高应变速率下为原子排列无序化的变形机制。温度和应变速率对α-Fe和FeCrAl具有相同的作用趋势,但与α-Fe相比,FeCrAl中的Cr和Al会产生明显的晶格畸变和应力集中,促进了缺陷和位错的形成和运动,降低材料的屈服强度和抗拉强度。基于计算结果,对FeCrAl单晶体系建立了基于F-B方程的本构模型,拓展了计算结果的应用范围。

关键词： FeCrAl合金温度效应应变速率效应分子动力学

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一种新型非对称五自由度混联机器人的尺度综合

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中国机械工程 2021年第20期32卷 2418-2426页

作者：董成林刘海涛杨俊豪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 天津大学机构理论与装备设计教育部重点实验室天津300354

提出一种新型非对称五自由度混联机器人,由三自由度1T2R位置型并联机构和二自由度A/C转头串接组成。为保证机器人具有近似面对称的性能,围绕其中的并联机构开展尺度综合研究。通过定义并联机构的参考位形,提出一种凝练独立尺度参数的方... 详细信息

提出一种新型非对称五自由度混联机器人,由三自由度1T2R位置型并联机构和二自由度A/C转头串接组成。为保证机器人具有近似面对称的性能,围绕其中的并联机构开展尺度综合研究。通过定义并联机构的参考位形,提出一种凝练独立尺度参数的方法,并定义出可评价工作空间、运动/力传递特性及其面对称程度的运动学性能指标。在此基础上,将机构尺度综合问题归结为一类有约束多目标优化问题,并采用范数理想点法,得到一组可使机构兼具优良的运动/力传递特性及大作业空间/机构占地比的尺度参数,同时运动/力传递特性在全域内具有近似面对称乃至轴对称分布。在相同尺度参数下与Exechon和TriMule机器人的对比分析表明,该机器人具有与二者近似的全域运动学性能。

关键词：混联机器人尺度综合多目标优化运动学性能

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基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 93-98页

作者：陈国才李峰汤华鹏邱志方邓坚中核国电漳州能源有限公司福建漳州363300 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

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,... 详细信息

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。

关键词：系统工程层次分析法(APH) 非能动余热排出系统(PRS) “华龙一号”核电机组(HPR1000)

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基于虚拟验证系统进行工程组态验证的应用研究

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中国核电 2024年第4期17卷 537-541页

作者：谢长洪文景瞿铭君李军燕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

基于当前验证过程及手段,在工厂测试阶段工程组态仍然存在大量异常,出现异常时变更实施成本较高,不利于项目高质量、高效率地开展。为此,利用虚拟验证系统,对测试验证过程进行优化,实现在安全级DCS系统工程组态实现阶段提前开展验证,提... 详细信息

基于当前验证过程及手段,在工厂测试阶段工程组态仍然存在大量异常,出现异常时变更实施成本较高,不利于项目高质量、高效率地开展。为此,利用虚拟验证系统,对测试验证过程进行优化,实现在安全级DCS系统工程组态实现阶段提前开展验证,提高交付给FT阶段的工程组态的质量。实施结果证明了该技术具备可行性,通过验证过程的优化提前发现了工程组态的诸多异常,提高了工程组态的质量,进而缩短了后续工厂测试周期,提升了测试验证效率,同时也保证了产品质量。

关键词：安全级DCS系统虚拟验证系统过程优化工程组态

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核电仪控系统测试用例优先级技术研究

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工业控制计算机 2024年第7期37卷 37-38,40页

作者：邓宇豪曾辉肖安洪冯晋涛李思兴单巍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四川成都610041

冗余通道设计是反应堆安全级仪控系统提高可靠性的一种常用技术手段。在安全级仪控系统测试工作中,测试阶段通常面临着交货节点的压力,会导致测试时间十分紧迫。为提升测试效率,提出了一种测试执行优化方案,建立了以异常检测率、严重异... 详细信息

冗余通道设计是反应堆安全级仪控系统提高可靠性的一种常用技术手段。在安全级仪控系统测试工作中,测试阶段通常面临着交货节点的压力,会导致测试时间十分紧迫。为提升测试效率,提出了一种测试执行优化方案,建立了以异常检测率、严重异常检测能力和代码覆盖率为影响因素的优先级计算方法,根据不同测试目标调整各影响因素权重。以缺陷检测加权百分比(APFD)这一测试指标定量描述测试执行效果,验证了测试用例优先级方法的有效性。所述方案在回归测试以及仪控系统冗余通道测试中具有良好的应用前景。

关键词：仪控系统测试用例优先级冗余通道缺陷检测率

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基于优化算法的工艺系统集成设计方案

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自动化应用 2024年第18期65卷 159-162页

作者：田野赖建永欧阳斌陈爽田培妤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

针对核电的复杂系统和复杂的传热流动多学科耦合过程,开发工艺系统系统集成分析设计平台,并完成核电系统一回路二回路中关键设备的热力分析、体积及质量计算。在系统的分析过程中加入敏感性分析和优化算法,优化设备的质量及尺寸,实现工... 详细信息

针对核电的复杂系统和复杂的传热流动多学科耦合过程,开发工艺系统系统集成分析设计平台,并完成核电系统一回路二回路中关键设备的热力分析、体积及质量计算。在系统的分析过程中加入敏感性分析和优化算法,优化设备的质量及尺寸,实现工艺系统尺寸小型化,从而提高装置的功率容积比。

关键词：核电管网质量评估多学科耦合过程

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反应堆堆内构件流体激振力的数值模型研究

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西南石油大学学报（自然科学版） 2021年第6期43卷 143-151页

作者：冯志鹏黄旋刘帅沈平川蔡逢春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

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键... 详细信息

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究。获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度(PSD)特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性。结果表明,大涡模拟(LES)模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷。

关键词：堆内构件流致振动大涡模拟湍流激励数值模型

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超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 270-276页

作者：张宏亮朱明冬孙晓阳何大明王庆田苏东川李宁曾畅何西扣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 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100089

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800... 详细信息

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究,结果表明,316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值,长期应用温度限值建议不超过700℃,短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃。该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据。

关键词： 316H不锈钢超高温力学性能低周疲劳

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长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型研究

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原子能科学技术 2022年第1期56卷 113-120页

作者：徐士坤于涛谢金森李满仓王连杰南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳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四川成都610213

可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能... 详细信息

可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能较好的可燃毒物。结果表明,采用富集同位素^(157)Gd、^(167)Er和B_(4)C作为可燃毒物时,几乎无反应性惩罚;当采用PACS-J和^(231)Pa作为可燃毒物时,因其自身特性,在寿期末不仅未造成反应性惩罚,且延长了组件寿期,提高了燃料利用率;PACS-J与慢燃耗可燃毒物组合,可获得更优的反应性曲线。由本文结果可知,板状燃料组件可以选用富集同位素^(157)Gd、富集同位素^(167)Er、B_(4)C、^(231)Pa和PACS-J作为可燃毒物,可燃毒物组合可以选用PACS-Er和PACS-Pa两种组合方案。

关键词：长寿期压水堆可燃毒物中子学特性燃料组件寿期

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