检索结果-内蒙古大学图书馆

摩擦学学报 2020年第6期40卷 754-761页

作者：唐攀米雪沈平川白晓明黄擎宇陈果彭金方朱旻昊西南交通大学机械工程学院摩擦学研究所四川成都610031 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

采用自制的微动磨损试验机,开展了690合金管/405不锈钢的切向微动磨损试验,研究了位移幅值(15、30、80和200μm)对其微动磨损特性的影响.试验结果表明:当位移幅值改变时,微动运行状态会发生改变.当位移幅值为15μm时,微动状态为部分滑移... 详细信息

采用自制的微动磨损试验机,开展了690合金管/405不锈钢的切向微动磨损试验,研究了位移幅值(15、30、80和200μm)对其微动磨损特性的影响.试验结果表明:当位移幅值改变时,微动运行状态会发生改变.当位移幅值为15μm时,微动状态为部分滑移区,此时摩擦系数最小,磨损率最低,微动损伤最轻微;当位移幅值为30μm时,微动运行于混合区,摩擦系数明显高于部分滑移区;而当位移幅值为80和200μm时,微动运行于完全滑移区,稳定阶段的摩擦系数与混合区的接近.总体而言,随着位移幅值的增大,磨痕宽度增大,磨损加剧,磨损体积增加.部分滑移区的磨损机制主要为黏着磨损和剥层,混合区主要的磨损机制为剥层,而完全滑移区的磨损机制主要为剥层磨损和磨粒磨损.

关键词： 690合金管微动磨损位移幅值摩擦系数磨损机制

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激光增材修复技术研究现状及展望

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大型铸锻件 2023年第4期 1-5,19页

作者：李青宇梁景怡陈珉芮彭航张连重李涤尘王鑫宇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 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213 河南科技大学机电工程学院河南洛阳471023 西安交通大学机械制造系统工程国家重点实验室陕西西安710049 西安铂力特增材技术股份有限公司陕西西安710000

在“双碳”背景下,激光增材修复技术与绿色制造高度契合,可实现受损设备零件的快速修复,进一步提升设备的使用寿命、降低设备备品备件的存储量,具有重要的环境保护意义。本文介绍了激光增材修复原理及该技术在航空、船舶、工程机械等多... 详细信息

在“双碳”背景下,激光增材修复技术与绿色制造高度契合,可实现受损设备零件的快速修复,进一步提升设备的使用寿命、降低设备备品备件的存储量,具有重要的环境保护意义。本文介绍了激光增材修复原理及该技术在航空、船舶、工程机械等多个领域的典型应用范例;并从修复装备、修复工艺对修复零件微观组织和宏观力学性能的影响方面研究状况进行了深入分析;最后讨论了现阶段激光增材修复技术所面临的挑战,解决标准体系不完善、设备集成化、智能化程度一般以及材料集约化水平较弱等问题将会是未来该技术发展的主要方向。

关键词：激光增材修复应用现状修复装备修复工艺

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变频器供电对电厂电机绝缘状态的影响研究

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科技视界 2021年第21期 89-93页

作者：韩剑波刘鎏张建建秦越李朋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

在电厂中,采用变频器给电机设备供电可获得良好的电气性能,但如果未考虑电机绝缘系统长时间耐受脉冲电压的能力,则可能导致电机绝缘系统发生过早失效,影响电厂的正常运行。为了解变频器供电时对电机绝缘的具体影响,考虑电厂电机设备的... 详细信息

在电厂中,采用变频器给电机设备供电可获得良好的电气性能,但如果未考虑电机绝缘系统长时间耐受脉冲电压的能力,则可能导致电机绝缘系统发生过早失效,影响电厂的正常运行。为了解变频器供电时对电机绝缘的具体影响,考虑电厂电机设备的特殊工作环境,主要从介电应力、匝间绝缘、损耗及局部放电四个方面深入分析了变频器供电下电机的绝缘劣化机理。为提高变频器供电时对电机绝缘状态判断的准确性,提出一种电机绝缘状态评估方法,通过其获得电机运行过程中的真实绝缘状态,并以此来判断电机是否需要检修维护,以避免发生贯穿性的绝缘击穿事故。针对提高电机设备的运行可靠性,提出了多种变频器供电时降低电机绝缘劣化程度的措施,延长电机的绝缘寿命。

关键词：变频器脉冲电压电厂电机绝缘状态

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华龙一号主管道60年寿命设计技术研究

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科技视界 2021年第15期 88-89页

作者：刘向红陶舒畅黄均麟蔡志云赵禹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

核电厂设计寿命的提高意味着技术的进步、经济性的提高。目前,在役核电厂多数是按40年寿命设计的。主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),是关系到反应堆安全运行的关键部件,属于核安全一级设备。文章论述... 详细信息

核电厂设计寿命的提高意味着技术的进步、经济性的提高。目前,在役核电厂多数是按40年寿命设计的。主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),是关系到反应堆安全运行的关键部件,属于核安全一级设备。文章论述了华龙一号主管道设计60年寿命的可行性、设计技术等,为主管道设计制造技术的提升、经济性的提高具有借鉴意义。

关键词：主管道 60年寿命设计技术

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基于感知的AVS2帧内编码的编码单元尺寸快速决策算法研究

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中国仪器仪表 2021年第10期 70-76页

作者：谢豪李璐廖成宇代锴垒徐永红中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610213

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2引入了基于四叉树的编码单元(Coding Unit,CU)划分方法,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。为... 详细信息

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2引入了基于四叉树的编码单元(Coding Unit,CU)划分方法,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。为了有效地降低帧内编码的计算复杂度,研究人员已经研究了许多CU尺寸快速决策算法。然而,传统的CU尺寸快速决策算法主要的关注点在于保持视频的客观性能几乎不变的条件下,减少编码的时间,而没有对视频的主观性能进行考虑。这就意味着可以对基于感知的CU尺寸快速决策算法进行进一步的研究。本文提出了一种基于时空相邻信息和内部感知纹理信息的编码单元尺寸快速决策算法。实验结果表明,在RD17.0的全帧内测试配置下,该方法平均可减少28.06%的时间复杂度,主观性能损失可忽略不计。

关键词： AVS2 感知编码 CU尺寸决策帧内编码

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安全壳氢气控制方法研究

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科技视界 2021年第23期 34-36页

作者：余小权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

核电厂在严重事故下,锆水反应会产生大量的氢气,氢气在安全壳内积聚会存在爆炸风险,氢气燃烧爆炸是造成核电厂安全壳失效的主要原因之一。因此,目前核电厂安全壳均设置有安全壳消氢系统。文章对消氢方法进行调研,对不同消氢方法的特点... 详细信息

核电厂在严重事故下,锆水反应会产生大量的氢气,氢气在安全壳内积聚会存在爆炸风险,氢气燃烧爆炸是造成核电厂安全壳失效的主要原因之一。因此,目前核电厂安全壳均设置有安全壳消氢系统。文章对消氢方法进行调研,对不同消氢方法的特点进行分析,从而为核电厂安全壳消氢系统的设计提供参考。

关键词：严重事故安全壳爆炸消氢

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直线电机型控制棒驱动机构设计与试验研究

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机械设计与制造工程 2021年第4期50卷 117-120页

作者：邓强于天达杨博刘佳张志强付国忠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

为满足核反应堆控制棒驱动机构布置在压力容器堆底、间距小的特殊要求,设计了一种基于行波磁场的直线电机型控制棒驱动机构,实现无机械传动装置的直线驱动,完成了力移特性分析、永磁材料特性研究和结构设计,制造了直线电机型控制棒驱动... 详细信息

为满足核反应堆控制棒驱动机构布置在压力容器堆底、间距小的特殊要求,设计了一种基于行波磁场的直线电机型控制棒驱动机构,实现无机械传动装置的直线驱动,完成了力移特性分析、永磁材料特性研究和结构设计,制造了直线电机型控制棒驱动机构样机,并通过了错对中试验、热态寿命试验、抗震试验等。试验结果表明,直线电机型控制棒驱动机构各项性能指标满足设计要求。

关键词：核反应堆驱动机构直线电机寿命试验抗震试验

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内置稳压隔热水层的设计与数值研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 78-81页

作者：曾畅隋海明任云钟发杰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ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的... 详细信息

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的流动和导热能力较弱,可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。

关键词： ACP100+ 内置稳压器隔热水层数值分析

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超临界流体物性畸变特性的多尺度研究

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原子能科学技术 2021年第11期55卷 1921-1929页

作者：刘旻昀黄彦平唐佳臧金光赵学斌黄善仿何茂刚张博中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610213 清华大学工程物理系北京100084 西安交通大学热流科学与工程教育部重点实验室陕西西安710049 大连理工大学能源与动力学院辽宁大连116024

为填补超临界流体物性畸变特性的理论空白,本文分别从微观尺度的分子动力学模拟、介观尺度的平均场理论和标度理论及宏观尺度的物性测量实验等方面展开研究。应用分子动力学模拟方法得到了跨越拟临界点时二氧化碳体系的微观结构特性,通... 详细信息

为填补超临界流体物性畸变特性的理论空白,本文分别从微观尺度的分子动力学模拟、介观尺度的平均场理论和标度理论及宏观尺度的物性测量实验等方面展开研究。应用分子动力学模拟方法得到了跨越拟临界点时二氧化碳体系的微观结构特性,通过分析双体分布函数等结构参数的变化规律得到了物性畸变的分子动力学机理。基于朗道二级相变理论和标度理论,提出了一种考虑外场的气液相变模型,定量预测了超临界流体在拟临界区附近和趋于临界点时密度、定压比热等热力学量的畸变规律。在宏观尺度方面,本文开展了超临界二氧化碳密度、定压比热、黏度的高精度测量实验,指出了现有物性计算模型的潜在缺陷。研究结果表明,对于不同的超临界流体,临界点和拟临界区附近的物性畸变特性存在普适规律。在相图上,超临界流体区可进一步划分为4个区域:临界点邻域、类气区、类液区和拟临界区。不同区域内,超临界流体特性由不同尺度下的影响机制所主导。

关键词：超临界流体拟临界区物性畸变朗道理论

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华龙一号主管道设计及国内外技术对比

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科技视界 2021年第17期 16-17页

作者：刘向红陶舒畅黄均麟蒋鸿黄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

主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。华龙一号采用自主化... 详细信息

主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。华龙一号采用自主化设计、制造的主管道技术,降低了设备采购和核电站建造成本,提高了工程建造效率,缩短了核电站建造周期,对核电自主化具有重要意义。文章论述了华龙一号主管道设计的主要思路,对国内外同类技术进行总结对比,为后续核电工程提供借鉴。

关键词：主管道设计思路对比

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