检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化应用 2025年第4期66卷 279-282页

作者：周后均文胡谢长洪李军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

安全级DCS是核电站重要的保护系统,许多新建和改造项目都会采用国产化的安全级DCS。随着仿真系统平台安全级虚拟DCS(NASSIM)的发展和成熟,为提高安全级DCS项目测试设计验证质量,面向安全级DCS项目的全部生命周期,优化测试设计验证流程... 详细信息

安全级DCS是核电站重要的保护系统,许多新建和改造项目都会采用国产化的安全级DCS。随着仿真系统平台安全级虚拟DCS(NASSIM)的发展和成熟,为提高安全级DCS项目测试设计验证质量,面向安全级DCS项目的全部生命周期,优化测试设计验证流程。同时,提出了采用NASSIM平台的测试设计验证方法,并在安全级DCS供货项目及设备供货后的现场变更中应用此方法。结果表明,使用NASSIM平台验证后的测试设计质量明显提高,此方法在后续项目中具有推广意义。

关键词：核电厂安全级DCS 测试设计验证 NASSIM平台

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ECAP对(0.5CNTs+0.5GNPs)/AZ31复合材料显微组织及力学性能的影响

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热加工工艺 2025年第2期54卷 143-146页

作者：吕亮亮邱玺岳慧芳周毅周明扬权高峰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 西南交通大学材料科学与工程学院四川成都610031

采用粉末冶金法制备了石墨烯(GNPs)与碳纳米管(CNTs)混杂增强AZ31镁基复合材料,并研究了等径通道角挤压(ECAP)对(GNPs+CNTs)/AZ31复合材料的显微组织及力学性能的影响。研究结果表明,ECAP变形能显著细化该复合材料的晶粒,有效提升该复... 详细信息

采用粉末冶金法制备了石墨烯(GNPs)与碳纳米管(CNTs)混杂增强AZ31镁基复合材料,并研究了等径通道角挤压(ECAP)对(GNPs+CNTs)/AZ31复合材料的显微组织及力学性能的影响。研究结果表明,ECAP变形能显著细化该复合材料的晶粒,有效提升该复合材料致密度、显微硬度和强度,屈服强度提高的主导强化机制为细晶强化;除此之外,ECAP变形基本不改变该复合材料的断裂应变及断裂类型。

关键词：等径通道角挤压(ECAP) (GNPs+CNTs)/AZ31复合材料细晶强化断裂

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核电厂安全级DCS系统需求追溯方法的研究及应用

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自动化应用 2025年第4期66卷 286-290页

作者：李军燕冯晓丽谢长洪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

核电厂安全级DCS系统需求完整实现是设计厂家的核心目标。通过调研当前行业需求追溯方法和工程实施情况,提出一种通过属性分层细化需求,并映射至设计,形成多维度追溯矩阵,再结合需求工具的创新型追溯策略。该策略实现了需求的全生命周... 详细信息

核电厂安全级DCS系统需求完整实现是设计厂家的核心目标。通过调研当前行业需求追溯方法和工程实施情况,提出一种通过属性分层细化需求,并映射至设计,形成多维度追溯矩阵,再结合需求工具的创新型追溯策略。该策略实现了需求的全生命周期管理,提升了管理效率与完整性,降低了设计风险与成本,保障了项目进度与质量。同时,构建同堆型标准化需求追溯架构,持续完善需求,可为后续项目提供有力支持。

关键词：需求追溯矩阵系统架构生命周期

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反应堆压力容器表面超音速火焰喷涂铁基非晶合金试验研究

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化工机械 2025年第1期52卷 24-35页

作者：张尚林叶宗豪赵磊邱天杨立才于天达杨敏钱锦远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浙江大学能源工程学院

为保证反应堆压力容器的传热性能,未对其进行任何表面处理,这导致安装及使用过程中反应堆压力容器表面出现了腐蚀问题。针对该问题,确定了所选用的表面处理技术为超音速火焰喷涂,所用材料为铁基非晶合金。针对所制备的铁基非晶合金涂层... 详细信息

为保证反应堆压力容器的传热性能,未对其进行任何表面处理,这导致安装及使用过程中反应堆压力容器表面出现了腐蚀问题。针对该问题,确定了所选用的表面处理技术为超音速火焰喷涂,所用材料为铁基非晶合金。针对所制备的铁基非晶合金涂层进行了孔隙率、厚度、涂层结合强度、热冲击、电化学腐蚀试验、盐雾试验、热导率及拉伸等测试。从表面结构、结合能力、耐蚀性能、对基材性能影响4个方面探究了涂层与表面处理技术在核电领域的适用性,结果表明,涂层与基材结合能力较好,且带涂层的封孔样可在不影响基材传热性能的情况下有效提升基材的耐蚀性能。

关键词：反应堆压力容器铁基非晶合金涂层传热性能耐蚀性能超音速火焰喷涂

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“华龙一号”核电厂大气排放调节阀快速冷却模式控制研究

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工业控制计算机 2025年第1期38卷 27-29页

作者：朱攀曾山黄鹏罗焯睿刘亚男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

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷... 详细信息

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷却模式进行分析研究,并基于中核集团自主研发的核安全级DCS“龙鳞”平台设计了调节阀快速冷却模式的工程实施方案,最终通过仿真验证了该方案的可行性。该方案可推广应用于后续工程项目。

关键词：华龙一号安全级DCS 大气排放调节阀快速冷却

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池式非能动余热排出系统热工水力分析的系统程序改进及验证

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原子能科学技术 2025年第4期59卷 858-866页

作者：连强朱隆祥唐思邈黄涛张勇潘良明重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 重庆大学动力工程及工程热物理博士后科研流动站重庆400044 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

福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于... 详细信息

福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于缺乏针对性的池式热交换器模型,RELAP5程序低估了池式PRHRS的换热功率及系统流量。因此本文根据池式热交换器工作条件选用棒束池式沸腾换热模型及大管径管内冷凝换热模型,在RELAP5程序中植入了池式热交换器模型,针对两种换热模型分别进行了分离效应验证。基于应急工况池式能量排出系统(PERSTO)实验台架分析了节点划分方式对池式PRHRS热工水力行为的影响,对比了改进程序及原始程序对整体性实验台架系统瞬态参数的模拟能力。经过分离效应验证和整体效应验证,确认了改进程序在池式PRHRS热工水力分析中的有效性。

关键词：池式非能动余热排出系统热工水力系统程序改进节点划分方式模型验证

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基于国产声振仿真软件分析组合圆柱壳的声振特性研究

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中国信息界 2025年第4期 148-150页

作者：刘桂祥卢军邵骁麟孙月刘西安中国核动力研究设计院反应堆工程研究所中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室上海索辰信息科技股份有限公司

引言船舶等水中结构的振动与噪声问题对自身性能、人员健康以及海洋环境影响重大,声学仿真分析对优化结构设计意义非凡。本研究聚焦国产声振分析软件在水下振动噪声分析中的应用,以组合圆柱壳为研究对象,阐述其作为声振耦合特性研究等... 详细信息

引言船舶等水中结构的振动与噪声问题对自身性能、人员健康以及海洋环境影响重大,声学仿真分析对优化结构设计意义非凡。本研究聚焦国产声振分析软件在水下振动噪声分析中的应用,以组合圆柱壳为研究对象,阐述其作为声振耦合特性研究等效模型的计算方法,其中解析法处理复杂结构和工况存在局限,结构有限元和声学边界元法(BEM)优势显著。借助自研软件,对组合圆柱壳进行振动和噪声分析。结果显示,自研软件计算精度与商业软件高度一致,满足工程计算精度要求。该软件具备结构振动与噪声计算、多采样功能、多场多算法耦合等特性,为后续结构声振性能优化设计开发奠定基础。

关键词：声振特性组合圆柱壳振动噪声分析声振仿真

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核反应堆控制棒驱动机构状态检测技术研究

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自动化与仪器仪表 2025年第1期 16-18,23页

作者：王仁良孙培伟吴延群党丽君西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 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

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。... 详细信息

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。在此基础上,重点介绍了电感法状态检测原理和电感测量检测方法,并通过试验验证了该方法的可行性和准确性。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构状态检测电感法

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Zr-4合金微动磨损特性实验研究

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原子能科学技术 2025年第4期59卷 891-899页

作者：刘海东贺凯伏锦胜李正阳蒲曾坪任全耀陈德奇汪宁远重庆理工大学两江国际学院重庆401135 重庆理工大学-哈尔滨工业大学重庆研究院能源动力(清洁能源技术领域)研究生联合培养基地重庆401135 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 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044

核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其... 详细信息

核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其磨损机制。结果表明:位移幅值增大导致磨损现象加剧,最大磨损深度和磨损体积增加,尤其在加速磨损区Zr-4合金微动损伤加速恶化,最大磨损深度和磨损体积的增长速率分别达到峰值0.34μm/μm、0.52×10^(-2) mm^(3)/μm。整个微动磨损过程中,磨损区域均伴随着Zr、Fe、Cr等金属氧化物的产生,局部磨损区域存在磨屑的转移与黏着。低磨损区的整个损伤区域被平滑的三体层覆盖;加速磨损区的整个损伤区域存在凹痕形成和三体层动态变换现象;稳定磨损区的损伤中心区域三体层发生片状脱落,并伴有微观裂纹萌生。本文研究结果为Zr-4合金包壳在压水堆服役中的微动磨损行为提供了数据参考。

关键词：包壳 Zr-4合金微动磨损磨损机制

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基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理策略研究

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核科学与工程 2025年第1期 30-35页

作者：李天涯刘同先陈亮王晨琳何彩云吴昱玖蔡云廖鸿宽肖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成都核总核动力研究设计工程有限公司

在核电厂中，燃料组件价格昂贵，往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此，如何在满足电力系统能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本，是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯... 详细信息

在核电厂中，燃料组件价格昂贵，往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此，如何在满足电力系统能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本，是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理方法，针对24个月换料周期机组，建立一个浅燃耗燃料组件数据库，然后，从数据库中选择与目标18个月换料周期机组燃料组件在主要结构尺寸及设计特征上具有兼容性的燃料组件，最后，评估并选择最佳的浅燃耗燃料组件，将其装载入18个月换料周期的机组中。这种方法可以显著提高燃料利用率，降低单位能量成本，从而提高核电厂的经济性。

关键词：群堆管理长周期堆芯燃料管理核电厂

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