检索结果-内蒙古大学图书馆

2018年全国固体力学学术会议

作者：白晓明张锐王新军卢喜丰郑连纲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

在核蒸汽供应系统中,核级管道数量众多且布置复杂。为使核级管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性... 详细信息

在核蒸汽供应系统中,核级管道数量众多且布置复杂。为使核级管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性能最优布置方案。本文提出了一种基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法,该方法通过构建用于管道力学分析的遗传算法优化框架,实现了对管道优化布置的自动化。以图1中所示模型为例进行优化,原始方案与优化方案的比较见表1。结果显示,该方法能有效对多个支架位置和功能进行同步优化,并快速获得力学性能最优的布置方案,与传统方法相比具有更高的效率和实用性。

关键词：核级管道遗传算法智能优化力学分析

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地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

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核科学与工程 2017年第2期37卷 287-292页

作者：孔翔程邹志强武铃珺蒋孝蔚张航李翔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610213

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然... 详细信息

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势,可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证,证明该系统可以有效实现三大安全功能,是适合于地下核电站的安全系统。

关键词：地下核电站再循环非能动运行安全壳热阱

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空气湿度与放置时间对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响研究

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热加工工艺 2018年第20期47卷 93-95,107页

作者：于军辉李小宁郭周强于海慧吕亮亮刘蕾国核宝钛锆业股份公司陕西宝鸡721013 国家能源核级锆材研发中心陕西宝鸡721013 陕西省核级锆材重点实验室陕西宝鸡721013 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

研究了空气湿度（10%～95%）和放置时间（1～5 h）对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响。通过样品氧化增重研究了实验后的Zr-4棒材的增重趋势;采用扫描电镜（SEM）和X射线衍射（XRD）研究了氧化层的显微组织和相组成。结果表明... 详细信息

研究了空气湿度（10%～95%）和放置时间（1～5 h）对750℃/0.5 h预热后Zr-4棒材氧化行为的影响。通过样品氧化增重研究了实验后的Zr-4棒材的增重趋势;采用扫描电镜（SEM）和X射线衍射（XRD）研究了氧化层的显微组织和相组成。结果表明：随着空气湿度和保温时间的增加,Zr-4棒材的氧化增重增加。Zr-4棒材分别在10%、60%、85%、95%空气湿度下放置1h后,所有样品表面均为ZrO2产物。在湿度为25%,原始态、保温时间为1、5 h的条件下（750℃/0.5 h预热后）,Zr-4棒材表层的物相和化学成分转化过程为α-Zr→t-ZrO2/m-ZrO2→m-ZrO2。

关键词： Zr-4棒材空气湿度放置时间氧化膜 SEM XRD

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304NG不锈钢埋弧焊接头性能及高温断裂行为研究

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热加工工艺 2017年第9期46卷 85-88页

作者：周禹张宏亮王留兵刘晓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610213

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀... 详细信息

对国内自主研发的核级304NG控氮不锈钢板材埋弧焊接头力学性能进行了工程应用评价,并对接头的高温断裂行为进行了研究。结果表明,304NG接头各项指标远高于RCC-M规范的要求;焊接接头和焊缝试样均无晶间腐蚀裂纹,N含量偏高未对耐晶间腐蚀性能产生明显影响;焊接接头高温拉伸断裂机制为微孔聚集型韧性断裂,韧窝中的金属氧化物球形夹杂是导致焊接接头塑性指标偏低的主要因素。304NG不锈钢弧焊前,应对待焊表面及焊丝进行彻底的清洁去污,严格控制焊剂的烘干,以控制O元素的引入,减少金属氧化物夹杂的形成。

关键词： 304NG控氮不锈钢反应堆内构件埋弧焊

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酸洗工艺对Zr-4合金管材氟残留影响

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金属世界 2018年第6期 46-49页

作者：于军辉吕亮亮张谭王晨阳国核宝钛锆业股份公司宝鸡721013 国家能源核级锆材研发中心宝鸡721013 陕西省核级锆材重点实验室宝鸡721013 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

酸洗工艺能消除锆合金管材内外表面划伤、点坑、色差等缺陷,但是锆合金和酸液反应后会生成氟残留。SGHWR核反应堆中发现锆合金包壳出现由内向外穿透性的腐蚀裂纹,实验认为可能与包壳管表面的氟残留有关。文章通过高温分光广度法、有限... 详细信息

酸洗工艺能消除锆合金管材内外表面划伤、点坑、色差等缺陷,但是锆合金和酸液反应后会生成氟残留。SGHWR核反应堆中发现锆合金包壳出现由内向外穿透性的腐蚀裂纹,实验认为可能与包壳管表面的氟残留有关。文章通过高温分光广度法、有限元、能谱分析的方法研究了酸液(HF与HNO3酸的混合液)浓度、酸洗次数及管材裂纹对Zr-4合金管材氟残留或氟元素的影响。结果表明:随着HF浓度的增加,Zr-4合金表面的氟残留数值略有增加。酸洗次数对Zr-4合金表面的氟残留数值结果无影响。管材缺陷断口面的氟元素基本保持在一个水平基准面。

关键词：合金残留表面

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国产Inconel690高温合金室温与高温循环变形行为

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机械工程材料 2017年第12期41卷 69-74,79页

作者：张丽屏田俊傅孝龙阚前华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 西南交通大学力学与工程学院成都610031

对国产核电用Inconel690高温合金在25,200,350℃进行了应变和应力循环加载下的单轴和多轴疲劳试验,分析了其循环应力-应变响应及循环塑性变形特性。结果表明:在试验温度下,无论是单轴还是多轴加载,Inconel690高温合金均主要表现出循环... 详细信息

对国产核电用Inconel690高温合金在25,200,350℃进行了应变和应力循环加载下的单轴和多轴疲劳试验,分析了其循环应力-应变响应及循环塑性变形特性。结果表明:在试验温度下,无论是单轴还是多轴加载,Inconel690高温合金均主要表现出循环硬化特性,棘轮应变在初始数个循环周次内快速增长,最后迅速达到稳定;在25℃和200℃单轴应变循环一定周次后Inconel690高温合金呈现出轻微的循环软化特性;在多轴循环加载条件下,合金存在较为明显的非比例多轴附加硬化现象。

关键词： Inconel690高温合金循环变形温度硬化特性

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反应堆压力容器堆顶排气管接管嘴疲劳分析方法研究

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机械工程师 2017年第1期 94-96页

作者：陈建国邵雪娇郑连纲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

基于某工程的排气管疲劳分析,梳理了各种降低分析保守性的方法:弹塑性修正因子修正,简化弹塑性分析,循环弹塑性分析等,逐步去除分析中的保守量。由于某工程排气管壁厚公差超限导致排气管壁厚相对于原设计尺寸有所减薄。文中针对不符合... 详细信息

基于某工程的排气管疲劳分析,梳理了各种降低分析保守性的方法:弹塑性修正因子修正,简化弹塑性分析,循环弹塑性分析等,逐步去除分析中的保守量。由于某工程排气管壁厚公差超限导致排气管壁厚相对于原设计尺寸有所减薄。文中针对不符合项中壁厚变化带来的影响进行了分析,从而对排气管的采购和制造提供了指导。

关键词：排气管疲劳,弹塑性修正因子

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模块式小型堆ACP100二回路给水泵配置分析

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科技视界 2017年第13期 9-10页

作者：梁铁波严思伟黎春梅任云曾畅王亮郝承明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

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配... 详细信息

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配置方式进了分析,并与M310机组及在建的三代核电AP1000、EPR1000机组的给水泵配置进行对比分析。通过分析,为我国后续模块式小型核电机组的常规岛给水系统设计提供借鉴和参考。

关键词：模块式小型堆主给水给水泵二回路

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数字化反应堆保护装置响应时间的概率分析方法及测试方法改进

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科技视界 2017年第7期 271-271,261页

作者：王明星孙诗炎叶奇伍巧凤贺理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610213

反应堆保护装置的响应时间是反应堆保护装置最重要的性能指标,文中通过对数字化反应堆保护装置各个数据处理环节的分析,以概率论为基础,对数字化反应堆保护装置响应时间进行了定量分析,并根据此定量分析结果,针对目前响应时间测试方法... 详细信息

反应堆保护装置的响应时间是反应堆保护装置最重要的性能指标,文中通过对数字化反应堆保护装置各个数据处理环节的分析,以概率论为基础,对数字化反应堆保护装置响应时间进行了定量分析,并根据此定量分析结果,针对目前响应时间测试方法的不足,提出改进方法。

关键词：反应堆保护装置响应时间概率论

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数字化反应堆保护装置响应时间分析及设计

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科技视界 2017年第7期 266-267页

作者：王明星孙诗炎伍巧凤叶奇贺理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610213

反应堆保护装置的响应时间是反应堆保护装置最重要的性能指标,文中通过对反应堆保护装置各个数据处理环节的分析,确定了各个环节对响应时间的影响,并从理论上计算得出其响应时间的最大值。

关键词：反应堆保护装置响应时间数字化

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