检索结果-内蒙古大学图书馆

制造业自动化 2023年第8期45卷 7-11,31页

作者：张旭姚璋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

随着智能制造的发展,自动化设计工具在大规模DCS工程设计过程中的作用日趋提升。针对辅助工具需求的快速变更与软件开发的慢速响应之间的矛盾,基于低代码设计理念构建了DCS可自定义自动化设计软件,让工程设计人员可以根据实际需求快速... 详细信息

随着智能制造的发展,自动化设计工具在大规模DCS工程设计过程中的作用日趋提升。针对辅助工具需求的快速变更与软件开发的慢速响应之间的矛盾,基于低代码设计理念构建了DCS可自定义自动化设计软件,让工程设计人员可以根据实际需求快速开发适用工具,降低了对专业软件开发人员的依赖,有效提升了工作效率。软件接口设计可匹配不同的图形组态工具与工程设计软件,具备良好的可移植性。软件应用于福建漳州核电1、2号机组安全级DCS供货项目设计过程中,取得了良好的效果。

关键词：低代码代码生成图形组态

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池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 100-108页

作者：孙洪平邓坚罗跃建张明许幼幼武小莉刘丽莉陈冲秋穗正苏光辉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 西安交通大学西安710049

在钠冷快堆的安全评估中,分析钠泄露导致的池式钠火事故下燃烧产物的气溶胶行为尤为重要。本文采用将池式钠火燃烧模型与气溶胶动力学模型耦合的方式,开发了池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析程序REBAC-SFR,基于该程序模拟了SAPFIRE... 详细信息

在钠冷快堆的安全评估中,分析钠泄露导致的池式钠火事故下燃烧产物的气溶胶行为尤为重要。本文采用将池式钠火燃烧模型与气溶胶动力学模型耦合的方式,开发了池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析程序REBAC-SFR,基于该程序模拟了SAPFIRE-D1和ABCOVE池式钠火实验,并与实验数据进行了对比。结果表明,本文开发的程序具有良好的可靠性和正确性,可为钠工艺间内池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析研究提供理论工具。

关键词：池式钠火燃烧产物气溶胶程序开发

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类裂纹不连续区高温蠕变疲劳评价方法对比

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压力容器 2023年第10期40卷 38-46,57页

作者：庾明达邵雪娇蒲卓李辉张瀛刘贞谷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

反应堆存在大量由于焊接造成的类裂纹不连续区,在高温条件下较连续结构更易发生蠕变-疲劳断裂失效。以压力容器贯穿件的类裂纹不连续区为对象,分别基于ASME NH和RCC-MRx规范中的高温蠕变-疲劳评价方法进行了蠕变-疲劳损伤分析,并揭示了R... 详细信息

反应堆存在大量由于焊接造成的类裂纹不连续区,在高温条件下较连续结构更易发生蠕变-疲劳断裂失效。以压力容器贯穿件的类裂纹不连续区为对象,分别基于ASME NH和RCC-MRx规范中的高温蠕变-疲劳评价方法进行了蠕变-疲劳损伤分析,并揭示了RCC-MRx规范特征距离的选取原理。结果表明,在类裂纹不连续区,相比RCC-MRx规范基于等效应力原理的σ-d特征距离方法,ASME NH规范的等效应力集中因子难以精确求取,同时蠕变参数对一次应力较为敏感,导致随着应力集中程度由低变高,蠕变和疲劳损伤系数由略保守变为不保守。建议使用RCC-MRx规范对类裂纹区域进行高温蠕变-疲劳评定。

关键词：类裂纹不连续区 ASME NH RCC-MRx 高温蠕变-疲劳损伤

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一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 33-37页

作者：闫新龙李毅罗涵禹田野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

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了... 详细信息

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了一种基于敏感性分析的氮气稳压系统设计方法,与现有设计方法相比,该设计方法可以得到氮气稳压系统的优化配置方案,同时通过适配性设计,可以确保氮气稳压系统在启动过程中,压力不超过一回路系统温度压力限制曲线。

关键词：反应堆氮气稳压瞬态模拟冷启动

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核电用316L不锈钢粉末增材制造研究现状

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精密成形工程 2023年第5期15卷 209-219页

作者：杨青峰高士鑫陈平廖楠周毅尹春雨段振刚尹泓卜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

增材制造技术是一种无须模具、近净成形的先进制造工艺。不锈钢是一种在核电行业广泛应用的结构材料。实现不锈钢结构件的增材制造将进一步推动增材制造技术的发展,也可为核行业带来革命性改变。以核电用316L不锈钢为例,系统阐述了不锈... 详细信息

增材制造技术是一种无须模具、近净成形的先进制造工艺。不锈钢是一种在核电行业广泛应用的结构材料。实现不锈钢结构件的增材制造将进一步推动增材制造技术的发展,也可为核行业带来革命性改变。以核电用316L不锈钢为例,系统阐述了不锈钢粉末增材制造研究现状,包括粉末制备工艺现状、增材制造成形工艺现状以及成形件的组织性能研究现状。目前,增材制造用316L不锈钢粉末的制备工艺主要为雾化法,粉末的物化性能受制粉工艺参数的影响。在激光粉末床熔融增材制造技术、电子束选区熔化技术和等离子增材制造技术中,尤以激光粉末床熔融增材制造不锈钢的应用最为广泛。增材制造316L不锈钢的组织与性能存在各向异性,但各向异性可通过增材制造的后处理技术消除。目前增材制造最为常用的后处理技术为热处理。与锻造316L不锈钢相比,经热等静压处理的增材制造316L不锈钢的力学性能与辐照性能更优。目前,核用不锈钢的增材制造技术还处于起始阶段,后续应重点关注增材制造的成形机理及成形材料中子辐照性能等内容。

关键词：增材制造核电 316L不锈钢研究现状

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Cr涂层锆合金包壳腐蚀模型研究

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核动力工程 2024年第S01期45卷 175-180页

作者：沈勇曾谢虎段振刚文青龙袁波何梁高士鑫重庆大学能源与动力工程学院重庆400044 两江新能源(核能与动力)实验室重庆400044 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 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

作为耐事故燃料(ATF)包壳候选材料之一,Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能,有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为,本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水堆正常运行工况下的腐蚀模型,并基于文献实验数据对... 详细信息

作为耐事故燃料(ATF)包壳候选材料之一,Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能,有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为,本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水堆正常运行工况下的腐蚀模型,并基于文献实验数据对模型进行了验证;基于该模型进行了热流密度和质量流速对Cr涂层锆合金包壳的腐蚀影响分析。结果表明腐蚀厚度随热流密度的增加而增加;此外,冷却剂质量流速的增加引起包壳壁温减小,最终导致包壳腐蚀厚度减小。

关键词：压水堆耐事故燃料(ATF) Cr涂层锆包壳腐蚀模型

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Cr涂层对板状燃料元件起泡特性影响数值模拟

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原子能科学技术 2023年第6期57卷 1215-1224页

作者：向烽瑞贺亚男邓超群牛钰航高士鑫巫英伟陈平田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室陕西西安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四川成都610213

鉴于Cr涂层能够有效地缓解棒状燃料元件包壳在失水事故时的鼓胀现象,本文提出将Cr涂层应用于板状燃料元件以抑制其起泡的方案。为研究Cr涂层对板状燃料元件起泡现象的抑制作用,本文采用有限元分析工具,分别添加Zr和Cr涂层的材料物性,并... 详细信息

鉴于Cr涂层能够有效地缓解棒状燃料元件包壳在失水事故时的鼓胀现象,本文提出将Cr涂层应用于板状燃料元件以抑制其起泡的方案。为研究Cr涂层对板状燃料元件起泡现象的抑制作用,本文采用有限元分析工具,分别添加Zr和Cr涂层的材料物性,并根据起泡现象的特征,考虑了Zr和Cr的热蠕变和受辐照硬化后的塑性行为。采用开发的工具对起泡退火实验进行了模拟,分析了温度和厚度对Cr涂层抑制作用的影响。研究结果表明:Cr涂层的屈服极限较低,在起泡现象发生时容易进入塑性阶段,从而不能有效地阻止起泡现象的产生;但其在大于700 K的高温下,较低的蠕变率能够降低起泡的高度,且温度越高降低的效果越明显。因此,Cr涂层可以抑制包壳的蠕变以降低起泡的高度。

关键词：板状燃料元件起泡 Cr涂层蠕变数值模拟

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含铝奥氏体耐热钢在超临界二氧化碳中的腐蚀行为

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核动力工程 2022年第6期43卷 101-107页

作者：马赵丹丹丛硕陈勇郭相龙张瑞谦刘珠张弦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燃料及材料重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213 上海交通大学上海200240

研究了20Cr-25Ni合金和一种新型结构材料含铝的奥氏体耐热钢(AFA钢)在600℃/20 MPa的超临界二氧化碳(S-CO_(2))环境中的腐蚀行为,并对2种合金的氧化膜形貌、成分和结构进行分析。研究发现,20Cr-25Ni合金出现明显的腐蚀增重增长趋势,表... 详细信息

研究了20Cr-25Ni合金和一种新型结构材料含铝的奥氏体耐热钢(AFA钢)在600℃/20 MPa的超临界二氧化碳(S-CO_(2))环境中的腐蚀行为,并对2种合金的氧化膜形貌、成分和结构进行分析。研究发现,20Cr-25Ni合金出现明显的腐蚀增重增长趋势,表现出“抛物线”上升规律;AFA钢腐蚀增重趋势缓慢,腐蚀1000 h后仅为2.11 mg/dm^(2)。20Cr-25Ni合金表面出现粗大的氧化产物,随腐蚀时间延长,AFA钢的氧化膜始终保持致密、连续。通过氧化膜的截面形貌分析发现,20Cr-25Ni合金腐蚀后具有两层氧化膜结构,主要由Fe_(3)O_(4)和FeCr_(2)O_(4)氧化层以及少量尖晶石组成。而AFA钢中出现了3层氧化膜结构,中间和最内层分别为Cr_(2)O_(3)和Al_(2)O_(3)氧化膜,最外层分布了一层不连续的FeCr_(2)O_(4)尖晶石氧化物。由于形成了致密的Al_(2)O_(3)氧化膜,AFA钢的抗腐蚀性能大幅提升。

关键词：含铝奥氏体耐热钢(AFA钢) 超临界二氧化碳(S-CO_(2)) 均匀腐蚀铝氧化膜

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超高通量快中子研究堆核燃料概念设计研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 217-221页

作者：李文杰夏榜样余红星焦拥军李权孙丹吴裕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核燃料与材料技术重点实验室成都610213

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至10^(16)cm^(−2)·s^(−1)将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热... 详细信息

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至10^(16)cm^(−2)·s^(−1)将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热、燃料材料堆内行为等方面半定量分析了提高中子注量率对核燃料性能的影响,并提出应对超高通量和功率密度挑战的设计措施,为发展超高通量快中子研究堆燃料设计提供指导。

关键词：超高通量研究堆核燃料传热设计

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基于CAD模型的TORT程序自动建模方法研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 49-54页

作者：许方圆杨超于涛陈珍平黄国财李雷鸣李禹昆鲜希睿杜华南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳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成都610213

针对反应堆屏蔽结构几何复杂,传统手动建模几何处理能力有限、效率低、易于出错的问题,基于多功能辐射输运模拟仿真平台(MOSRT),采用离散网格材料体积权重均匀化方法对多材料的离散网格进行均匀化处理,实现了CAD模型到三维离散纵标法(SN... 详细信息

针对反应堆屏蔽结构几何复杂,传统手动建模几何处理能力有限、效率低、易于出错的问题,基于多功能辐射输运模拟仿真平台(MOSRT),采用离散网格材料体积权重均匀化方法对多材料的离散网格进行均匀化处理,实现了CAD模型到三维离散纵标法(SN)计算程序TORT屏蔽计算模型的精细转换。基于Kobayashi和NUREG-CR-6115基准题模型对自动建模方法进行了验证。结果表明,对于Kobayashi基准题,自动建模方法与手动建模结果完全吻合;对于NUREG-CR-6115基准题,自动建模方法与参考解的最大误差为12.2%。该验证结果表明了自动建模方法的有效性与正确性。

关键词：自动建模离散纵标法(SN) 离散网格材料均匀化 CAD模型

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