检索结果-内蒙古大学图书馆

应用数学和力学 2021年第7期42卷 704-712页

作者：李念斌董世明华文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 四川大学建筑与环境学院成都610065

为验证考虑裂纹面接触和动态荷载时,中心裂纹巴西圆盘(CCBD)试件用于分离式Hopkinson压杆(SHPB)系统中测量脆性材料复合型动态断裂韧度的可行性,以及研究裂纹面接触对动态断裂韧度实验结果的影响.通过有限元法建立SHPB-CCBD三维有限元模... 详细信息

为验证考虑裂纹面接触和动态荷载时,中心裂纹巴西圆盘(CCBD)试件用于分离式Hopkinson压杆(SHPB)系统中测量脆性材料复合型动态断裂韧度的可行性,以及研究裂纹面接触对动态断裂韧度实验结果的影响.通过有限元法建立SHPB-CCBD三维有限元模型,计算了不同加载条件下CCBD试件的动态应力强度因子(DSIF).结果表明:在实验中,将考虑裂纹面接触的应力强度因子(SIF)准静态公式推广为动态公式,需要判定断裂时间是否达到应力平衡的时间条件;压剪复合型加载时,裂纹面接触导致裂纹面应力变化,会对Ⅱ型裂纹的DSIF产生显著影响,不考虑裂纹面接触的影响将会导致Ⅱ型DSIF的测试值偏大.

关键词：裂纹面接触分离式Hopkinson压杆中心裂纹巴西圆盘有限元法动态应力强度因子

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基于分子指纹和拓扑指数的工质临界温度理论预测

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化工学报 2022年第4期73卷 1493-1500页

作者：任嘉辉刘豫刘朝刘浪李莹重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室能源与动力工程学院重庆400030 污染控制与资源化研究国家重点实验室江苏南京210023 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

临界温度是一种非常关键的热物理性质,对其进行理论预测一直是热物性研究的热点。然而,早期预测模型往往不能有效区分工质同分异构体。本文借助机器学习算法,采用“分子指纹+拓扑指数”的新型分子结构描述方法表达工质的分子结构并建立... 详细信息

临界温度是一种非常关键的热物理性质,对其进行理论预测一直是热物性研究的热点。然而,早期预测模型往往不能有效区分工质同分异构体。本文借助机器学习算法,采用“分子指纹+拓扑指数”的新型分子结构描述方法表达工质的分子结构并建立临界温度模型,在测试集预测中的绝对平均偏差为3.99%,表明本文模型具有良好的预测能力。本文模型与文献对比的结果表明,新模型不仅可以有效区分工质同分异构体,在计算精度方面也超越了现有其他模型。

关键词：工质热力学性质临界温度拓扑指数机器学习神经网络预测

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基于SP_(3)方法的动力堆中子噪声分析程序研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 491-499页

作者：龚禾林陈长赵文博彭星杰李庆于颖锐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610041

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对... 详细信息

本文基于SP_(3)方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、keff等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。

关键词： CORCA-PIN CORCA-NOISE SP_(3) 中子噪声有限元

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反应堆核加热冷启动压力控制及超压问题仿真分析

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核动力工程 2020年第5期41卷 84-88页

作者：青先国肖凯黄轲陈冠宇李羿良陈智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

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。... 详细信息

基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求,开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究,完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证;同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析,提出了防止超压事故的联锁控制方法。结果表明,当核功率不超过一定功率水平时,压力自动控制方法可实现反应堆核加热冷启动过程系统压力的有效控制。

关键词：核加热冷启动压力自动控制超压问题仿真

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基于虚拟电感的PMSM无位置传感器混合控制策略

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微电机 2022年第5期55卷 45-50页

作者：骆攀刘鎏青先国谢峰赵俊杰陈凯旋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

为实现永磁同步电机全速域无位置传感器控制,常采用低速I-F开环控制和高速反电势模型法相结合的混合控制策略。但这两种方法建立在不同的坐标系,存在着控制结构上的差异,在方案切换时易引起系统振荡。针对此问题,提出了一种基于虚拟电... 详细信息

为实现永磁同步电机全速域无位置传感器控制,常采用低速I-F开环控制和高速反电势模型法相结合的混合控制策略。但这两种方法建立在不同的坐标系,存在着控制结构上的差异,在方案切换时易引起系统振荡。针对此问题,提出了一种基于虚拟电感的平滑切换策略。首先,在反电势模型中引入虚拟电感来人为改变转子位置估计值;再以I-F方案的坐标系为参考模型,反电动势模型为可调模型,运用Popov超稳定理论设计出恰当的虚拟电感使可调模型收敛于参考模型,从而确保两种方案在切换前建立在同一坐标系上,以实现高低速方案平滑、稳定地切换。最后通过仿真和实验验证了所提方案的可行性。

关键词：永磁同步电机无位置传感器 I-F控制反电势模型法虚拟电感

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小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

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核动力工程 2020年第2期41卷 189-192页

作者：金远蒋孝蔚邓坚刘余毕树茂朱大欢杨帆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

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非... 详细信息

为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性,需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明,小破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异,小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。

关键词：先进压水堆耦合小破口失水事故

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Mg-3.5Li-6Al合金制备及高温力学性能研究

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稀有金属与硬质合金 2021年第5期49卷 53-58页

作者：廖楠赵艳丽刘仕超杨青峰王鹏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

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al... 详细信息

采用合金熔炼加热熔化高纯度原料、熔剂加混合气体联合保护的方式制备出Mg-3.5Li-6Al合金,并对其成分、物相、微观组织和室温及高温力学性能进行检测和分析。实验结果表明:此种方式制备的镁锂铝合金组织和力学性能均匀,主要由α-Mg和Al-Li相构成,Al-Li呈层片状分布。流变应力峰值随应变速率的增加而增加,且随温度的升高而减小。Mg-3.5Li-6Al合金的高温变形本构方程可用双曲正弦函数描述,合金在高温下的应变激活能为126 kJ/mol,应力指数为3.98,合金的变形受晶内扩散控制。

关键词：镁锂合金流变应力本构模型变形机制

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液态铅基金属冷却剂的杂质调控净化技术研究

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核动力工程 2024年第S2期45卷 274-278页

作者：唐海荣李莹娄芮凡岳倪娜王苏豪王盛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成都610213

液态铅基金属是国际四代快堆和加速器驱动次临界系统的主流候选工质。然而,液态铅基金属冷却剂在非等温系统长期运行过程中存在杂质持续生成、累积量大、难避免和难处理等问题,容易导致沉积结垢、传热恶化甚至堵流,安全隐患重大。因此,... 详细信息

液态铅基金属是国际四代快堆和加速器驱动次临界系统的主流候选工质。然而,液态铅基金属冷却剂在非等温系统长期运行过程中存在杂质持续生成、累积量大、难避免和难处理等问题,容易导致沉积结垢、传热恶化甚至堵流,安全隐患重大。因此,液态铅基金属冷却剂杂质的净化调控是铅冷快堆设计发展中亟待突破的关键技术。本文主要介绍了液态铅基金属冷却剂中杂质的来源、赋存形式以及调控净化技术的研究现状,综述总结了抑制生成法、分离捕集法和还原消除法等前后端杂质调控手段的优势和局限,最后讨论了不同规格、形式下铅冷系统的杂质净化策略的选择与挑战。

关键词：液态铅基金属冷却剂铅冷快堆杂质调控净化

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主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用

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核动力工程 2020年第2期41卷 45-48页

作者：虞晓欢杜娟邵雪娇杨宇刘贞谷田俊杨灵芳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

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量... 详细信息

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度(RTNDT),且过于保守。本文针对某核电厂压力容器,利用现有的辐照监督管数据估计50a延寿期末主曲线参考温度RTT0,并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法,计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比,利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口,能够提高设备的经济性。

关键词：主曲线方法压力容器老化辐照

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超临界二氧化碳PCHE内壁金属氧化膜剪切失效强度测量方法

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核动力工程 2023年第S2期44卷 115-119页

作者：黄军林李超朱小良涂益友徐青蓝东南大学能源与环境学院南京210096 东南大学材料科学与工程学院南京210096 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

印刷电路板式换热器(PCHE)内壁金属氧化膜脱落问题严重影响超临界二氧化碳布雷顿循环机组的安全高效运行。现有的脱落预测模型因缺少氧化膜剪切失效强度这一关键参数而难以做出准确预测。针对这一问题,对氧化膜/金属基体界面的过渡层应... 详细信息

印刷电路板式换热器(PCHE)内壁金属氧化膜脱落问题严重影响超临界二氧化碳布雷顿循环机组的安全高效运行。现有的脱落预测模型因缺少氧化膜剪切失效强度这一关键参数而难以做出准确预测。针对这一问题,对氧化膜/金属基体界面的过渡层应用弹性-线性强化力学假设,建立拉伸载荷作用下界面剪切应力演变解析模型,在此基础上,联合采用声发射技术的带氧化膜试样拉伸加载试验,提出了一种测量氧化膜剪切失效强度的新方法。分析结果表明,在不需要对氧化膜/金属基体界面处的剪切应力分布做任何预先假设的情况下,所提新方法可以准确预测氧化膜/金属基体界面的剪切应力演化过程并确定氧化膜的剪切失效强度。该方法可为构建超临界二氧化碳PCHE内壁金属氧化膜脱落判别准则和预测模型提供关键数据。

关键词：超临界二氧化碳印刷电路板式换热器(PCHE) 氧化膜脱落

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