检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2019年第4期40卷 166-171页

作者：赵梦薇陈智廖龙涛李羿良黄轲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

针对比例-积分(PI)控制需进一步提高控制性能的需求,采用单步预测控制方案结合在线T-S模糊辨识和粒子群优化算法设计反应堆功率控制器。该控制器在不同工况下的仿真结果表明,预测控制在调节响应速度、超调量等指标上效果优于原先采用的P... 详细信息

针对比例-积分(PI)控制需进一步提高控制性能的需求,采用单步预测控制方案结合在线T-S模糊辨识和粒子群优化算法设计反应堆功率控制器。该控制器在不同工况下的仿真结果表明,预测控制在调节响应速度、超调量等指标上效果优于原先采用的PI控制。

关键词：预测控制反应堆功率调节模糊辨识粒子群算法

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RELAP程序用于PRS分析的适用性研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 189-193页

作者：张晓华李峰张渝吴清喻娜张舒鲜麟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

以三代核电技术"华龙一号"二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELA... 详细信息

以三代核电技术"华龙一号"二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELAP程序水平/竖直管内蒸汽冷凝相关换热模型并与PRS实验台架结果进行对比,定量评价相关模型的适用性。在上述工作基础上,使用RELAP程序分析全厂断电(SBO)工况下PRS投入运行的瞬态过程,结果表明PRS能够建立自然循环并有效排出热量;最后分析了PRS误投入瞬态工况,结果表明PRS误投入工况下反应堆是安全的,PRS的设计满足要求。

关键词：非能动安全自然循环华龙一号二次侧非能动余热排出系统(PRS)

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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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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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堆芯探测器组件拆除操作时间的参数化研究

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核科学与工程 2020年第2期40卷 341-348页

作者：李娜余志伟安彦波张翼王尚武湛卉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610213

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间... 详细信息

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间的方程,并确认其满足目标要求。同时,结合“华龙一号”已知设备的相关运行参数,研究关键参数对拆除操作总时间的影响。

关键词：堆芯探测器组件拆除参数化时间

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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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表面粗糙度对800H合金在超临界水环境中腐蚀行为的影响

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腐蚀与防护 2021年第12期42卷 1-7页

作者：王鹏刘珠苏豪展郭相龙陈凯马武江张乐福中国核动力研究设计院核反应堆重点实验室成都610041 上海交通大学核科学与工程学院上海200240 上海新闵(东台)重型锻造有限公司东台224200

通过扫描电镜(SEM)、能谱仪(EDS)和电子背散射衍射(EBSD),研究了表面粗糙度对800H合金在650℃、25 MPa的超临界水环境中均匀腐蚀行为的影响。结果表明:粗磨试样的腐蚀质量增加速率显著低于机械抛光试样的;浸泡1000 h后,机械抛光试样的... 详细信息

通过扫描电镜(SEM)、能谱仪(EDS)和电子背散射衍射(EBSD),研究了表面粗糙度对800H合金在650℃、25 MPa的超临界水环境中均匀腐蚀行为的影响。结果表明:粗磨试样的腐蚀质量增加速率显著低于机械抛光试样的;浸泡1000 h后,机械抛光试样的腐蚀质量增加是粗磨试样的20倍。振动抛光试样表面生成外层富铁、内层富铬的双层氧化膜,粗磨试样表面生成单层富铬氧化膜,且在氧化膜下方出现明显的富铬滑移带。

关键词：超临界水 800H合金均匀腐蚀表面粗糙度

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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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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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水化学对690镍基合金高温高压水腐蚀行为的影响

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中国腐蚀与防护学报 2025年第4期 1035-1040页

作者：李顺平党莹洪晓峰宁方强西南交通大学材料科学与工程学院中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室山东科技大学材料科学与工程学院山东省核电特种金属材料重点实验室

压水堆核电站蒸汽发生器传热管作为连接一回路和二回路的关键设备，其腐蚀行为受不同水化学参数的影响。本工作以传热管材料690镍基合金为研究对象，研究了溶解氧（DO）和溶解氢（DH）对690合金高温高压水腐蚀性能的影响。与在含1μg/L... 详细信息

压水堆核电站蒸汽发生器传热管作为连接一回路和二回路的关键设备，其腐蚀行为受不同水化学参数的影响。本工作以传热管材料690镍基合金为研究对象，研究了溶解氧（DO）和溶解氢（DH）对690合金高温高压水腐蚀性能的影响。与在含1μg/L DO的高温水中相比，690合金在含3 mg/L DO的高温水中，氧化膜中的富Cr氧化物不稳定，易溶于水，从而形成疏松多孔、不具有保护性的NiO层，导致氧化膜增厚；在含3 mg/L DH的高温水中，DH导致氧化膜中的Cr（OH）3增多，Cr2O3减少，进而导致氧化膜保护性降低，氧化膜增厚。

关键词： 690合金腐蚀高温高压水溶解氧溶解氢

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