检索结果-内蒙古大学图书馆

仪器仪表学报 2023年第11期44卷 290-299页

作者：李佩卢川尹剑飞周威谢磊重庆大学光电技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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成都610213 国防科技大学装备综合保障技术国家级重点实验室长沙410073

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁... 详细信息

磁流变液的响应时间是一个关键指标,关系到磁流变智能执行器的实时可控性能。然而,MRF的动态响应面临从电流、磁场强度及剪切应力等多参数耦合中解耦的难题。本文提出基于偏置正弦激励电流的相位检测法,通过施加偏置正弦电流激励正弦磁通密度,由扭矩与磁场相位差获得MRF响应时间,无需面临阶跃响应中的复杂解耦问题。此外,本文通过关键机械参数设计,突破商用流变仪的剪切率限制,实现了最高3000 s^(-1)下的响应时间测量。基于此,本文设计和制作了一套MRF响应时间检测装置,分析了装配偏心和磁场探针位置引起的误差;测得多种样品在1~3 A振幅电流下的响应时间为23~140 ms,并发现响应时间随MRF浓度增大而先减小再延长,且与外部磁场强度呈负相关。

关键词：磁流变液响应时间检测方法正弦电流相位差

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基于最近邻域算法的蒙卡负载均衡实现

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核动力工程 2021年第S02期42卷 37-40页

作者：崔显涛强胜龙匡邓晖尹强张文鑫刘远吴斌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 国防科技大学长沙410073

为解决蒙特卡罗程序(蒙卡程序)由于迭代后期导致的粒子负载不均衡,从而引起程序并行效率低下的问题,通过分析不同算法的优劣,在蒙特卡罗计算辅助工具包(MOI)蒙卡程序上采用了最近邻域算法实现了负载均衡技术。通过千万网格算例对其进行... 详细信息

为解决蒙特卡罗程序(蒙卡程序)由于迭代后期导致的粒子负载不均衡,从而引起程序并行效率低下的问题,通过分析不同算法的优劣,在蒙特卡罗计算辅助工具包(MOI)蒙卡程序上采用了最近邻域算法实现了负载均衡技术。通过千万网格算例对其进行测试,算法降低了至少10%计算时间,且随着燃耗加深,计算时间会进一步降低。结果表明:最近邻域算法针对粒子负载不均衡问题具有较好的效果。

关键词：最近邻域算法负载不均衡 MOI蒙卡程序并行

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核反应堆计算流体力学程序YH-ACT关键技术研究及开发

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核动力工程 2020年第S01期41卷 12-17页

作者：王杰刘东刘杰刘卢果庞勃卢忝余刘盈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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213 国防科技大学长沙410073

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对... 详细信息

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对自主研发的CFD程序YH-ACT的初步验证,为其应用到反应堆设计的方案选择与优化提供基础,主要利用ANSYS CFD程序验证算例对YH-ACT程序的理论模型及数值算法进行验证;利用经济合作组织/核能机构(OECD/NEA)的CFD验证基准题实验数据对YH-ACT程序复杂流动下的湍流模拟准确性和可靠性进行了初步验证。结果表明YH-ACT程序在与二者的对比中均符合良好,证明了YH-ACT程序的准确性和可靠性。

关键词：计算流体力学(CFD)程序YH-ACT 程序验证棒束通道

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现象识别与排序方法的发展与创新

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核科学与技术 2023年第1期11卷 1-13页

作者：姚垚陈伟宫厚军邓程程杨军华中科技大学能源与动力工程学院核工程与核技术系湖北武汉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国防科技工业核动力技术创新中心四川成都

现象识别与排序表(PIRT)是一种通过信息整理和专家判断,对核电站工况所涉及的现象按照其重要程度进行识别与排序的分析方法,该方法可让研究侧重于分析较重要的现象,提高安全分析效率。PIRT方法自创立以来不断得到完善与创新,本文基于对P... 详细信息

现象识别与排序表(PIRT)是一种通过信息整理和专家判断,对核电站工况所涉及的现象按照其重要程度进行识别与排序的分析方法,该方法可让研究侧重于分析较重要的现象,提高安全分析效率。PIRT方法自创立以来不断得到完善与创新,本文基于对PIRT的调研学习,阐述了PIRT的发展历史和其指导意义。同时,针对文本表格形式的PIRT冗长、不够直观等问题,提出了一种以三维阵列图为表现形式的M-PIRT,可以实现可视化和直观查阅。之后,基于M-PIRT从不同角度对重要现象进行了分析,结合华龙一号尝试提出M-PIRT的示范性应用,提出了可能存在的挑战和发展方向。本研究可为今后自主化反应堆设计如华龙一号、国和一号、玲珑一号等PIRT的建立,以及PIRT方法的进一步改进创新提供一定参考。

关键词：现象识别与排序表 CSAU 反应堆安全事故分析

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华龙一号核与辐射应急通用准则和操作准则体系研究

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核动力工程 2018年第2期39卷 166-170页

作者：何璠于红穆克亮中国核动力研究设计院成都610213 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 国防科技工业核动力技术创新中心成都610213

我国现行的通用干预水平(GIL)和通用行动水平(GAL)体系不能满足华龙一号这类先进核电机组核与辐射应急的需求,文中以国际原子能机构(IAEA)提出的通用准则(GC)和操作准则(OC)这一新的体系为主要依据,同时结合美国核能研究所(NEI)应急行... 详细信息

我国现行的通用干预水平(GIL)和通用行动水平(GAL)体系不能满足华龙一号这类先进核电机组核与辐射应急的需求,文中以国际原子能机构(IAEA)提出的通用准则(GC)和操作准则(OC)这一新的体系为主要依据,同时结合美国核能研究所(NEI)应急行动水平(EAL)的先进技术及我国核电厂操作干预水平(OIL)的现状,提出华龙一号核与辐射应急的GC和OC体系,以实现华龙一号应急分级、应急计划区(EPZ)划分和防护行动启动的先进性。

关键词：华龙一号通用准则(GC) 操作准则(OC) 应急行动水平(EAL) 应急计划区(EPZ) 操作干预水平(OIL)

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基于STRIDE威胁模型的安全级DCS信息安全风险评估

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 142-146页

作者：张谊刘明明张强公民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 国防科技工业局核技术支持中心北京100080

随着计算机技术在核电厂安全级数字化系统(DCS)的发展与应用,信息安全威胁和信息安全事件也日益增多,提前发现系统的潜在风险,采取针对性措施显得至关重要.STRIDE威胁模型是一种风险分析和评估工具,其风险分析和评估几乎可以涵盖所有的... 详细信息

随着计算机技术在核电厂安全级数字化系统(DCS)的发展与应用,信息安全威胁和信息安全事件也日益增多,提前发现系统的潜在风险,采取针对性措施显得至关重要.STRIDE威胁模型是一种风险分析和评估工具,其风险分析和评估几乎可以涵盖所有的安全问题.根据STRIDE威胁模型对安全级DCS开展风险评估,可对其资产进行识别并建立架构;按照安全级DCS组件的接口和应用过程将系统分解,对每个组件进行威胁识别并分类,根据安全级DCS的特点提出风险评估计算公式以量化各种风险;同时,针对识别的6类威胁提出相应的风险消除或减轻方法,为风险处理的优先级和处理措施提供依据.

关键词：核电厂数字化系统信息安全 STRIDE威胁模型风险评估

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围板连接螺栓的辐照促进应力腐蚀裂纹研究

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核动力工程 2007年第2期28卷 62-65页

作者：段远刚许斌唐传宝中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室成都610041

在压水堆(PWR)中,堆芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域。当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹... 详细信息

在压水堆(PWR)中,堆芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域。当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹(IASCC)随之发生。使用高纯度材料、控制水质和改进连接结构可以有效地减缓围板螺栓辐照促进应力腐蚀裂纹的产生。

关键词：压水堆围板螺栓辐照应力腐蚀裂纹

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秦山核电二期工程反应堆压力容器管座焊缝设计和制造

秦山核电二期工程反应堆压力容器管座焊缝设计和制造

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2006全国核材料学术交流会

作者：罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室中国核动力研究设计院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施。焊接工艺... 详细信息

秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施。焊接工艺评定试验、产品及见证件检验结果表明控制措施是有效的,满足了设计要求。本文还根据1#和2#机组压力容器制造经验的反馈,吸取国际上容器设计的先进技术,提出了秦山二期扩建工程1# 和2#机组压力容器管座变形的控制措施。

关键词：秦山二期核反应堆压力容器管座焊接

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