检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化应用 2025年第2期66卷 268-270页

作者：王枨宇陈钊文景李祁颖万子源黎静银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

传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试... 详细信息

传统的核电厂安全级DCS输入通道试验(T1试验)方法为手动执行,试验数据需手动计算和判定,存在效率低、易出错等缺点。为提升T1试验的测试效率和结果准确性,基于PXI平台标准化模块和嵌入式技术,并结合NASPIC平台特性开发一套便携式的T1试验装置,实现输入通道精度和可用性的自动测试。该装置已在NASPIC平台某安全级DCS产品上进行了验证,实现了T1试验自动化测试。此装置的应用大幅提升了试验效率及数据分析的便捷性,可为其他平台T1试验实现自动化测试提供一定参考。

关键词：安全级DCS T1试验 NASPIC平台自动化测试

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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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基于大气压等离子体的电镀零件表面石墨清洗及机理

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表面技术 2025年第2期54卷 234-242页

作者：曹修全赵应鑫张鹏余德平王东伟吴开皓四川轻化工大学机械工程学院四川宜宾644002 四川大学宜宾园区四川宜宾644005 四川大学机械工程学院成都610065 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

目的去除因高温烧结而引起的绝缘子表面石墨污染,保障电镀产品的表面质量,探究大气压等离子体清洗代替传统化学/物理去除石墨污染的机理与方法。方法参照绝缘子污染情况试制石墨污染的4J29金属块样品,分别开展加热Ar+O_(2)、不加热Ar/Ar... 详细信息

目的去除因高温烧结而引起的绝缘子表面石墨污染,保障电镀产品的表面质量,探究大气压等离子体清洗代替传统化学/物理去除石墨污染的机理与方法。方法参照绝缘子污染情况试制石墨污染的4J29金属块样品,分别开展加热Ar+O_(2)、不加热Ar/Ar+O_(2)等离子体清洗对比实验。采用光谱仪分析Ar/Ar+O_(2)等离子体的化学特性。利用电子分析天平、扫描电子显微镜、能谱仪分别检测了样品表面石墨的质量变化、形貌以及元素成分变化。结果在样品加热的情况下,经Ar+O_(2)等离子体清洗后,4J29金属块表面的碳含量(质量分数)从97%降低至6%;Ar/Ar+O_(2)等离子体均可以在接近常温下有效去除石墨,且Ar+O_(2)等离子体的石墨去除效率较纯Ar等离子体提高0.7倍;在样品加热到300℃情况下,Ar+O_(2)等离子体的石墨去除效率较不加热时提高了27.3倍。结论大气压Ar+O_(2)等离子体清洗可以有效去除电镀零件表面的石墨污染;石墨去除效率与活性氧原子密度呈正相关;提高零件表面温度可以在活性氧原子供应充足的情况下显著提高石墨去除效率。

关键词：清洗工艺石墨去除微波等离子体射流清洗机理去除效率绝缘子

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反应堆冷却剂系统地震分析中波动管子系统解耦的影响评价研究

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机械设计与制造工程 2025年第5期54卷 119-122页

作者：张丰收熊夫睿杨博刘帅夏榜样刘一泽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

建立反应堆冷却剂系统地震动力分析模型,依据美国核管理委员会(NRC)标准审查大纲(SRP)第3.7.2节解耦准则对波动管子系统开展解耦论证研究。为探究波动管子系统解耦对反应堆冷却剂系统地震分析结果的影响,在8种地基情况下对波动管子系统... 详细信息

建立反应堆冷却剂系统地震动力分析模型,依据美国核管理委员会(NRC)标准审查大纲(SRP)第3.7.2节解耦准则对波动管子系统开展解耦论证研究。为探究波动管子系统解耦对反应堆冷却剂系统地震分析结果的影响,在8种地基情况下对波动管子系统解耦前后反应堆冷却剂系统的固有频率、主设备进出口接管嘴位置和支承位置处载荷进行了计算分析。结果表明,波动管子系统满足解耦准则要求;解耦后反应堆冷却剂系统固有频率变化率绝大多数在0.06%以下、主设备接管嘴载荷和支承载荷绝对值的包络值变化量小于5%。综上所述,波动管子系统解耦对反应堆冷却剂系统地震分析结果影响较小。

关键词：地震动力分析反应堆冷却剂系统子系统解耦

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基于NJOY2016适用于KYLIN-V2.0程序的多群核截面数据库制作方法研究

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广东化工 2025年第8期52卷 91-94页

作者：王冬勇卢庆陈长王晨琳贺涛彭宇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

多群核截面数据库是核反应堆物理计算的基础输入参数,对反应堆中子学计算精确度有着重要影响。近年来随着反应堆技术的不断发展,对多群核截面数据库的精确度要求越来越高。同时,由于核数据的测量技术也在不断发展,核评价数据越来越精确... 详细信息

多群核截面数据库是核反应堆物理计算的基础输入参数,对反应堆中子学计算精确度有着重要影响。近年来随着反应堆技术的不断发展,对多群核截面数据库的精确度要求越来越高。同时,由于核数据的测量技术也在不断发展,核评价数据越来越精确,所以有必要对原有的多群核截面数据库进行研究升级。本文基于核评价数据库ENDF/B-VIII.0,利用核截面加工处理程序NJOY2016和KYLIN_Lib开展了适用于先进栅格物理计算程序KYLIN-V2.0的多群核截面数据库制作方法研究。基于本文提出方法重新制作了1H核素190群数据库并进行微观、宏观检验,结果表明了多群核截面数据库制作方法的正确性;新研制的LIB-2.0数据库满足先进堆芯核设计要求,与现有的LIB-1.0数据库相比其计算精度有了明显改进。

关键词： NJOY 截面数据库 KYLIN-V2.0 核反应堆物理

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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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核电厂安全级热电偶调理模块响应时间测试方法

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自动化应用 2025年第2期66卷 215-217,220页

作者：王志武刘明星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

核电厂安全级热电偶调理模块响应时间是安全级DCS停堆响应时间的重要组成部分,其性能指标将直接影响停堆响应时间的最终结果。因此,在热电偶调理模块研制过程中,热电偶调理模块的响应时间测试尤为重要。主要研究解决热电偶调理模块输入... 详细信息

核电厂安全级热电偶调理模块响应时间是安全级DCS停堆响应时间的重要组成部分,其性能指标将直接影响停堆响应时间的最终结果。因此,在热电偶调理模块研制过程中,热电偶调理模块的响应时间测试尤为重要。主要研究解决热电偶调理模块输入信号电压变化小及模块多段输出的问题,最终实现使用示波器自动测试和统计热电偶调理模块响应时间。

关键词：核电厂热电偶调理模块响应时间测试方法

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基于NASSIM平台的安全级DCS测试设计验证方法探索

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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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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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