检索结果-内蒙古大学图书馆

电工技术 2021年第12期 18-20页

作者：毛艺乔廖路孙世杰刘旭东邓丹中国核动力研究设计院第一研究所四川成都610031 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610031

基于固体氧化物燃料电池(SOFC)的基准非线性动力学模型,针对SOFC的负载跟踪和温度跟踪系统,设计了非线性滑膜控制器(SMC),并以模型预测控制器(MPC)作为对照。在设计控制器的过程中,以电池输入空气流量、电流变化率和氢气流率为操作变量... 详细信息

基于固体氧化物燃料电池(SOFC)的基准非线性动力学模型,针对SOFC的负载跟踪和温度跟踪系统,设计了非线性滑膜控制器(SMC),并以模型预测控制器(MPC)作为对照。在设计控制器的过程中,以电池输入空气流量、电流变化率和氢气流率为操作变量。控制结果显示,SMC能更快地跟踪负载功率和温度阶跃变化,且在稳态状况下比MPC工作更稳定。

关键词：管式固体氧化物燃料电池负载跟踪温度管理模型预测控制器非线性滑膜控制器

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Zr-Sn-Nb-Fe-V合金包壳管加工过程中第二相的演变

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原子能科学技术 2019年第3期53卷 385-391页

作者：吴宗佩易伟杨忠波程竹青陈波全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

采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征。结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着... 详细信息

采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征。结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布。合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)_2。加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100 nm。合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关。

关键词： Zr-Sn-Nb-Fe-V合金包壳管加工过程第二相

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不同界面SiC纤维束复合材料的拉伸力学行为

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材料工程 2019年第4期47卷 25-31页

作者：何宗倍张瑞谦付道贵李鸣陈招科邱邵宇中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家重点实验室成都610213 中南大学粉末冶金国家重点实验室长沙410083 中国核动力研究设计院核燃料元件及材料研究所成都610213

利用国产三代SiC纤维通过化学气相渗透工艺(CVI)制备不同界面厚度和基体体积分数的SiC纤维束复合材料,并对其拉伸力学行为进行研究;同时,通过有限元方法研究界面厚度和基体体积分数对SiC纤维束复合材料热残余应力的影响。有限元分析结... 详细信息

利用国产三代SiC纤维通过化学气相渗透工艺(CVI)制备不同界面厚度和基体体积分数的SiC纤维束复合材料,并对其拉伸力学行为进行研究;同时,通过有限元方法研究界面厚度和基体体积分数对SiC纤维束复合材料热残余应力的影响。有限元分析结果表明:该纤维束复合材料的界面存在较为明显的径向和环向热残余应力,而且这两种应力均随着界面厚度增加而减小,随着基体体积分数的增加而增加。拉伸实验结果表明:随着界面厚度增加SiC纤维束复合材料的拉伸强度有增大趋势,且纤维拔出长度也相应增加;但在界面厚度相同的情况下,过高的基体体积分数将导致复合材料拉伸强度和韧性下降。

关键词： SiC纤维束复合材料界面厚度基体体积分数热残余应力拉伸行为

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FeCrAl铁素体不锈钢在压水堆水化学偏离工况下的应力腐蚀行为

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原子能科学技术 2019年第3期53卷 414-419页

作者：肖婷肖军陈勇周军王辉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

采用慢应变速率拉伸(SSRT)试验方法,研究了FeCrAl铁素体不锈钢在偏离压水堆正常工况下的应力腐蚀行为。结果表明,在含有微量Cu^(2+)与Cl^-的高温水介质中,应变速率为2×10^(-7) s^(-1)时,FeCrAl铁素体不锈钢将发生显著的应力腐蚀开... 详细信息

采用慢应变速率拉伸(SSRT)试验方法,研究了FeCrAl铁素体不锈钢在偏离压水堆正常工况下的应力腐蚀行为。结果表明,在含有微量Cu^(2+)与Cl^-的高温水介质中,应变速率为2×10^(-7) s^(-1)时,FeCrAl铁素体不锈钢将发生显著的应力腐蚀开裂;其在含Cu^(2+)和Cl^-的高温水介质中的应力腐蚀开裂主要由点蚀导致。

关键词：应力腐蚀开裂 FeCrAl铁素体不锈钢慢应变速率拉伸

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ATF用颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展

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核动力工程 2020年第6期41卷 80-84页

作者：万海毅王辉查五生安旭光孔清泉陈秀丽西华大学材料科学与工程学院成都610039 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213 成都大学机械工程学院成都610106

日本福岛核电站事故的发生,使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑,世界各国竞相提出研制事故容错燃料(ATF)。FeCrAl合金凭借其优异的抗高温蒸汽腐蚀性能成为了先进ATF包壳材料研发的重点之一。本文主要从成分设计、制备方法、... 详细信息

日本福岛核电站事故的发生,使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑,世界各国竞相提出研制事故容错燃料(ATF)。FeCrAl合金凭借其优异的抗高温蒸汽腐蚀性能成为了先进ATF包壳材料研发的重点之一。本文主要从成分设计、制备方法、增强颗粒的选择等方面概述了用于ATF的颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展,指出了颗粒增强FeCrAl包壳材料存在的问题。

关键词： FeCrAl合金颗粒增强 ATF 包壳材料

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Zr-4管材干湿法渗氢工艺对比

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材料科学 2021年第8期11卷 895-900页

作者：陈波全李丹田大荣马政卿吴宗佩王家斌罗强中国核动力研究设计院核燃料与材料研究所四川成都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国核锆铪理化检测有限公司陕西宝鸡

利用Zr-4管材开展了干法渗氢和湿法渗氢实验,对工艺特点进行了分析。结果表明:对于湿法渗氢工艺,试样渗氢均匀,试样在高压釜均温区中的位置对渗氢结果没有显著影响。对于干法渗氢工艺,试样不同部位渗氢量可能存在明显差异,试样位置对渗... 详细信息

利用Zr-4管材开展了干法渗氢和湿法渗氢实验,对工艺特点进行了分析。结果表明:对于湿法渗氢工艺,试样渗氢均匀,试样在高压釜均温区中的位置对渗氢结果没有显著影响。对于干法渗氢工艺,试样不同部位渗氢量可能存在明显差异,试样位置对渗氢量也有显著影响。湿法渗氢工艺比干法渗氢工艺更稳定。使用LiOH·H 2O配制溶液开展湿法渗氢时,当Li浓度为0.4~0.6 mol/L,单位增重(ΔW, mg/dm2)与渗氢量(ΔHs, ppm)对应的关系为ΔHs = −1.39218 + 5.28783 ×ΔW。两种渗氢工艺下氢化物分布存在明显差异,湿法渗氢获得的管材内中外三层的氢化物取向因子差异更大。湿法渗氢工艺更适合用于成品管材检验。

关键词：锆合金渗氢氢化物

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凝胶注模制备环形二氧化铀芯块工艺研究

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材料导报 2020年第S01期34卷 157-160页

作者：马亮杨静王继平许奎西安交通大学金属材料强度国家重点实验室西安710049 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610041

环形二氧化铀芯块在提高反应堆功率密度上有诸多优势,本实验以N-羟甲基丙烯酰胺为凝胶体系,对环形UO 2燃料芯块进行了凝胶注模成型,研究了该体系下pH值、固相含量对浆料粘度的影响规律,同时研究了单体/交联剂比例、预混液/引发剂比例对... 详细信息

环形二氧化铀芯块在提高反应堆功率密度上有诸多优势,本实验以N-羟甲基丙烯酰胺为凝胶体系,对环形UO 2燃料芯块进行了凝胶注模成型,研究了该体系下pH值、固相含量对浆料粘度的影响规律,同时研究了单体/交联剂比例、预混液/引发剂比例对料浆凝胶固化的影响。在此基础上,进行了环形UO 2燃料芯块注模成型,并对生坯芯块进行了干燥与烧结。结果表明:pH=9.5、固相含量为58vol%时,能制备出高固相含量、低粘度的UO2陶瓷浆料;当单体/交联剂质量比为15/1、预混液/引发剂体积比为100/2时,凝胶固化效果最好。本工作还制备了壁厚分别为2.5 mm和1.5 mm的环形芯块生坯,其烧结后的壁厚分别为2.0 mm和1.2 mm左右;烧结密度、晶粒尺寸等指标满足技术要求。

关键词：环形二氧化铀芯块凝胶注模浆料粘度

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基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 36-44页

作者：赵鹏程刘紫静于涛刘佩琪谢金森陈珍平南华大学核科学技术学院湖南衡阳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成都610213 南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001

基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型,采用显式迭代和动态链接库技术(DLL),利用商用计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF)实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆... 详细信息

基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型,采用显式迭代和动态链接库技术(DLL),利用商用计算流体力学(CFD)程序FLUENT的用户自定义函数(UDF)实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算,开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故(UTOP)模拟,并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-Ⅲ的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明:CFD/PF与SIMMER-Ⅲ的分析结果吻合良好,耦合程序的开发取得了初步成功,可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。

关键词：池式快堆多物理耦合计算流体力学(CFD) 点堆动力学模型燃料棒传热模型

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铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

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核动力工程 2020年第6期41卷 207-213页

作者：赵鹏程朱恩平余红星翟鹏迪邓声文夏榜样陈宝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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主... 详细信息

铅基快堆具有良好的自然循环能力,研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值,而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程,确定主要的无量纲相似准则群;基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析,获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数;对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数,开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明,SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好,建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。

关键词：铅基快堆自然循环比例分析方法相似准则

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超长寿命小型自然循环铅铋快堆堆芯概念设计研究

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原子能科学技术 2020年第7期54卷 1254-1265页

作者：刘紫静赵鹏程张斌于涛谢金森陈珍平孙宇蒙南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳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

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系... 详细信息

以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。

关键词：铅铋快堆超长寿命物理特性自然循环

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