检索结果-内蒙古大学图书馆

中国表面工程 2025年

作者：余建国李正阳宁闯明余施佳蔡振兵西南交通大学摩擦学研究所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

压水堆（Pressurized water reactors， PWRs）内流致振动（Flow induced vibration， FIV）导致的定位格架与燃料棒之间的微动磨损（Grid-to-rod fretting， GTRF）是压水堆燃料包壳失效的主要原因，它可能导致燃料包壳破损，进而引发... 详细信息

压水堆（Pressurized water reactors， PWRs）内流致振动（Flow induced vibration， FIV）导致的定位格架与燃料棒之间的微动磨损（Grid-to-rod fretting， GTRF）是压水堆燃料包壳失效的主要原因，它可能导致燃料包壳破损，进而引发放射性物质泄漏等一系列严重事故的发生。Cr基涂层作为事故容错燃料（Accident tolerant fuel， ATF）包壳最有发展前景的候选涂层之一，其微动磨损性能研究对于提升核反应堆的安全性、效率和应对复杂服役环境挑战具有重要意义。采用磁控溅射工艺在锆合金表面制备了Cr、CrN、CrAlN和CrAlSiN等四种涂层，分析了涂层的微观结构和物相组成。开展微动磨损试验，探究了锆合金及不同涂层的微动磨损性能及磨损机理。结果表明：不同涂层表面有金属熔滴形成的颗粒物，表面结构致密且硬度相较于锆合金基体更高，其中，CrN涂层表面最为光滑，粗糙度仅为0.10 μm。不同涂层的磨损深度及磨损率相较于锆合金均显著降低，CrN涂层和CrAlSiN涂层磨损程度近似且最轻，其磨损率约为锆合金的1/7，磨损深度约为锆合金的1/5。综合该两种涂层的表面完整性及耐磨损性能，CrN涂层更优。锆合金磨损机制主要为粘着磨损、磨粒磨损和腐蚀磨损，而不同涂层的磨损机制主要为磨粒磨损和腐蚀磨损。以上研究成果对于提升ATF材料性能、揭示磨损机制以及推动技术创新与应用的起到重要作用。

关键词： Cr基涂层锆合金微观结构微动磨损磨损机理

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高温碱金属钾热管传热性能的数值分析

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原子能科学技术 2025年第3期59卷 566-572页

作者：王恩培胡政豪李磊郭斯茂陈广亮于洋哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 上海交通大学核科学与工程学院上海200240 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900 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

热管冷却反应堆凭借其紧凑、固有安全性好等特点受到广泛关注,高温热管作为热管冷却反应堆的关键组件,掌握热管在不同参数下的传热性能具有工程意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法构建高温碱金属钾热管传热性能模型,深入研究不同参数... 详细信息

热管冷却反应堆凭借其紧凑、固有安全性好等特点受到广泛关注,高温热管作为热管冷却反应堆的关键组件,掌握热管在不同参数下的传热性能具有工程意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法构建高温碱金属钾热管传热性能模型,深入研究不同参数对热管传热性能的影响,并与相关实验验证其准确性。数值结果表明:随着倾角的增加,蒸发段壁面温度增加,等效热阻减小,但变化不明显;随着管内充液量的增加,等效热阻不断减小,在高充液量下等效热阻在临界倾角处突增,该角度对传热性能有较大影响。本文得出的结果对高温碱金属钾热管传热特性分析及优化热管设计具有重要意义。

关键词：数值研究高温热管传热性能充液量

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动态载荷下奥氏体不锈钢管道LBB环向贯穿裂纹稳定性实验及理论分析方法研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 133-137页

作者：何风姚迪王新军李一磊白晓明熊夫睿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反应堆工程研究所成都610213

管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏(LBB)设计准则的标准之一,为确保LBB技术安全可靠,对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究。采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/... 详细信息

管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏(LBB)设计准则的标准之一,为确保LBB技术安全可靠,对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究。采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/s的高温不带运行压力的冲击实验,以获得各应变率下的实验极限载荷值,并与工程理论分析计算结果进行比较。分析表明:奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的失效模式为塑性失稳;经实验验证,在工程中对承受动态载荷的奥氏体不锈钢管道进行LBB分析时,采用美国核管会标准审查大纲3.6.3破前漏评估程序(SRP 3.6.3)中的极限载荷理论分析方法具有较高的工程安全性,若同时选用准静态下的材料力学性能,则工程安全性更高。

关键词：奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹裂纹稳定性动态载荷冲击实验极限载荷

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多源数据融合方法研究

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核动力工程 2018年第3期39卷 77-80页

作者：李洪伟刘兆东闵远胜何亮刘鎏赵文涛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反应堆运行与应用研究所成都610213

选取工程应用中易于实现的数据融合方法进行分析研究,并以融合数据与数据真实值的偏差作为数据融合方法的稳定性判定依据,进行了三余度多源数据的数据融合仿真试验。试验结果表明,加权最小二乘法在数据融合时表现稳定,可替代常用的矩估... 详细信息

选取工程应用中易于实现的数据融合方法进行分析研究,并以融合数据与数据真实值的偏差作为数据融合方法的稳定性判定依据,进行了三余度多源数据的数据融合仿真试验。试验结果表明,加权最小二乘法在数据融合时表现稳定,可替代常用的矩估计融合和中值融合,更有效地提高融合数据的精度。

关键词：数据融合矩估计模糊关系加权最小二乘法

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秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究

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原子能科学技术 2015年第1期49卷 47-50页

作者：毛辉辉卢川张宏亮何培峰中国核动力研究设计院核动力设计研究所四川成都610041 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

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合... 详细信息

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合较好;对于下腔室交混特性,两种差分格式的计算结果均与试验结果差异较大,相对而言,迎风格式的计算结果在最大与最小交混因子方面与试验结果更接近。进一步分析发现,是否考虑主泵引起的螺旋流动很可能是造成计算与试验结果偏差的主要原因。

关键词： CFD方法反应堆下腔室交混

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超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 270-276页

作者：张宏亮朱明冬孙晓阳何大明王庆田苏东川李宁曾畅何西扣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 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100089

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800... 详细信息

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究,结果表明,316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值,长期应用温度限值建议不超过700℃,短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃。该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据。

关键词： 316H不锈钢超高温力学性能低周疲劳

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中国地下核电厂总体设计研究

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核动力工程 2016年第3期37卷 6-9页

作者：钮新强李翔李庆赵鑫李满昌刘海波长江勘测规划设计研究院武汉430010 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和长江勘测规划设计研究院在自主研发成果基础上,共同完成了中国地下核电厂的概念设计研究,提出了具有自主知识产权的首个中国地下核电厂设计方案CUP600。本文对CUP600的总体设计研究进行总结和说明,包括总体技术... 详细信息

中国核动力研究设计院和长江勘测规划设计研究院在自主研发成果基础上,共同完成了中国地下核电厂的概念设计研究,提出了具有自主知识产权的首个中国地下核电厂设计方案CUP600。本文对CUP600的总体设计研究进行总结和说明,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。

关键词：地下核电厂 CUP600 总体设计

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地下核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计研究

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核动力工程 2016年第5期37卷 135-137页

作者：赖建永沈云海王保平余小权隋海明朱力喻飞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 长江勘测规划设计研究院武汉430010

地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了... 详细信息

地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了系统功能要求、回路系统构成及设备主要特性和运行特点。

关键词：地下核电厂余热排出非能动蒸汽发生器二次侧

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地下核电厂非能动安全壳冷却系统启动特性研究

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核动力工程 2016年第4期37卷 121-124页

作者：李峰张舒张丹明哲东李满昌喻飞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 长江勘测规划设计研究院武汉430010

非能动安全壳冷却系统依靠上升段和下降段密度差驱动形成的自然循环流动排出安全壳内热量。在地下核电厂中,非能动安全壳冷却系统换热器与换热水箱之间的水位差高达180 m,可形成很大的自然循环驱动压头,利于自然循环流动和换热。对非能... 详细信息

非能动安全壳冷却系统依靠上升段和下降段密度差驱动形成的自然循环流动排出安全壳内热量。在地下核电厂中,非能动安全壳冷却系统换热器与换热水箱之间的水位差高达180 m,可形成很大的自然循环驱动压头,利于自然循环流动和换热。对非能动安全壳冷却系统的启动过程进行程序计算模拟,发现在系统建立自然循环的过程中,如果换热水箱温度过高或者系统设计不合理,可能不能建立自然循环。同时,流体可能会在上升段出现闪蒸现象,引起两相自然循环流动振荡。

关键词：地下核电厂闪蒸两相自然循环

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地下核电厂核岛总体布置研究

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核动力工程 2016年第4期37卷 108-112页

作者：肖韵菲唐涌涛苏应斌王帅苏荣福张志国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 长江勘测规划设计研究院武汉430010

地下核电厂厂房以丘陵地区中等规模山体地形为基础,采用阶地平埋型式对核岛厂房进行总体布置设计。采用将核岛地下厂房布置在"L"型洞室中和将核岛地面厂房布置在山体边坡外侧的布置方案,在此基础上进行地下厂房设备运输及人... 详细信息

地下核电厂厂房以丘陵地区中等规模山体地形为基础,采用阶地平埋型式对核岛厂房进行总体布置设计。采用将核岛地下厂房布置在"L"型洞室中和将核岛地面厂房布置在山体边坡外侧的布置方案,在此基础上进行地下厂房设备运输及人员通道、管道及电气电缆连接通道,以及地面核岛厂房的总体布置概念设计。对常规地面核岛厂房置于地下后所产生的影响进行分析,认为地下核电厂核岛厂房布置方案合理可行。

关键词：地下核电厂核岛厂房总体布置概念设计

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