检索结果-内蒙古大学图书馆

金属热处理 2015年第12期40卷 117-122页

作者：方才顺王小彬何西扣刘正东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 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加强,韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下... 详细信息

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加强,韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下降,冲击性能呈峰值曲线变化。综合分析认为,采取加速冷却,回火参数控制在19.08~19.50范围内,SA508-3钢可获得高的强韧性。

关键词：核压力容器SA508-3钢淬火冷却速度回火参数强韧性

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核电事故应急随机网络的粒子群优化分析

核电事故应急随机网络的粒子群优化分析

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成都理工大学核技术与自动化工程学院六十周年校庆大会

作者：龚迪琛方方陈智丁卫撑成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都 610059 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

本文构建了核电事故应急过程的GERT随机网络模型,在分析日本福岛核事故应急救援过程的基础上,研究智能计算方法与传统随机网络相结合的途径.将应急过程分解为串联环节和并联环节,将并联环节作为串联环节的一部分,先以整体为对象进行资... 详细信息

本文构建了核电事故应急过程的GERT随机网络模型,在分析日本福岛核事故应急救援过程的基础上,研究智能计算方法与传统随机网络相结合的途径.将应急过程分解为串联环节和并联环节,将并联环节作为串联环节的一部分,先以整体为对象进行资源配置优化,再单独分析并联环节.分析了应急资源对各救援环节的作用,在应急资源一定的前提下提出了对应的粒子运动速度矢量受限.利用速度投影矩阵纠正粒子运动,得到了资源受限的粒子群优化算法、获得了应急过程中资源的优化配置及降低了核电事故应急的时间消耗.

关键词：核电事故应急过程随机网络模型粒子群优化

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304NG不锈钢高应变率材料模型在ABAQUS中的实现技术

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应用数学和力学 2015年第2期36卷 167-177页

作者：兰彬叶献辉宋顺成吴万军王碧浩核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 西南交通大学力学与工程学院成都610031

304NG不锈钢是反应堆堆内构件的常用材料,其高应变率动态特性对冲击载荷下的响应有重要影响,而现有有限元平台中并无适用于该材料的高应变率动态模型.进行了304NG不锈钢冲击拉伸试验,提出了新的动态本构模型,并利用径向回归算法和稳定... 详细信息

304NG不锈钢是反应堆堆内构件的常用材料,其高应变率动态特性对冲击载荷下的响应有重要影响,而现有有限元平台中并无适用于该材料的高应变率动态模型.进行了304NG不锈钢冲击拉伸试验,提出了新的动态本构模型,并利用径向回归算法和稳定的二分法迭代,在ABAQUS平台上编写了用户材料子程序UMAT,实现了率相关模型的隐式应力求解.最后通过有限元动态分析验证了UMAT子程序,计算结果与试验数据的对比表明二者吻合得很好,UMAT子程序可用于结构在冲击加载下的响应分析.

关键词：用户材料子程序高应变率率相关动态本构模型径向回归算法

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核动力舰船正常运行工况下环境影响评价研究

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四川环境 2015年第5期34卷 85-89页

作者：于红何番刘嘉嘉核反应堆系统设计技术重点实验室成都610231

根据核动力舰船的设计和运行特点,提出了单艘核动力舰船正常运行工况下辐射环境影响评价应进行评价的范围、遵循的评价标准、选择的评价因子、开展的评价内容和参考的评价方法。希望为建立一套适用于核动力舰船辐射环境影响评价的技术... 详细信息

根据核动力舰船的设计和运行特点,提出了单艘核动力舰船正常运行工况下辐射环境影响评价应进行评价的范围、遵循的评价标准、选择的评价因子、开展的评价内容和参考的评价方法。希望为建立一套适用于核动力舰船辐射环境影响评价的技术导则提供启示。

关键词：核动力舰船正常运行辐射影响评价

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秦山第二核电厂1&2号机组主蒸汽安全阀改进分析

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原子能科学技术 2015年第9期49卷 1655-1659页

作者：任春明陈坚刚黄代顺中国核动力研究设计院四川成都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 中核核电运行管理有限公司浙江海盐314300

秦山第二核电厂1&2号机组拟将其加能助动式主蒸汽安全阀改为弹簧加载式安全阀。通过比对秦山第二核电厂3&4号机组主蒸汽安全阀设计,提出了1&2号机组主蒸汽安全阀改进方案,即第1组阀门采用弹簧加载式并调整开启整定值,并从... 详细信息

秦山第二核电厂1&2号机组拟将其加能助动式主蒸汽安全阀改为弹簧加载式安全阀。通过比对秦山第二核电厂3&4号机组主蒸汽安全阀设计,提出了1&2号机组主蒸汽安全阀改进方案,即第1组阀门采用弹簧加载式并调整开启整定值,并从机械设计、仪控设计和安全分析等方面论证了该方案的可行性。新的改进方案在保证安全的前提下,简化了设计,大幅减少了工程投入,同时降低了系统和控制逻辑复杂化后带来的潜在停堆风险的增加。

关键词：秦山第二核电厂主蒸汽安全阀改进

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采用低马赫数方法对空气射流破坏氦气分层现象的数值模拟

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核动力工程 2015年第6期36卷 61-66页

作者：侯炳旭俞冀阳 Dorothée Sénéchal 江光明闵皆昇清华大学工程物理系北京100084 法国电力公司研发中心法国沙图78400 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610041 法国电力公司中国研发中心北京100005

在对低速气体进行计算流体力学(CFD)数值模拟时,通常忽略气体的可压缩性。当计算体系中存在较大温差和较大组分浓度差时,不可压缩近似会因带来很大计算误差而失效。针对此问题,低马赫数方法通过将实际压力拆分为热力学压力和动力学压力... 详细信息

在对低速气体进行计算流体力学(CFD)数值模拟时,通常忽略气体的可压缩性。当计算体系中存在较大温差和较大组分浓度差时,不可压缩近似会因带来很大计算误差而失效。针对此问题,低马赫数方法通过将实际压力拆分为热力学压力和动力学压力的方式,将物性参数与热力学压力联系起来,在对不可压缩流动求解器进行较小改造后,较准确地处理低马赫数下的可压缩流问题。利用Code_Saturne程序实现该模型,并针对空气射流破坏轻密度气体分层现象进行模拟。首先通过网格敏感性分析,选定中等密度网格为计算网格;然后在比较不同算法的模拟结果中发现,采用低马赫数方法可以明显提高计算精度。最后,利用模拟结果,对空气射流破坏氦气分层实验中氦气的水平分布情况进行分析和讨论。

关键词：计算流体力学低马赫数方法空气射流氦气分层破坏

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核电厂仪控设备电子元器件质量控制

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核电子学与探测技术 2015年第8期35卷 770-774页

作者：陈杰李亮范瑾刘宏春核反应堆系统设计技术重点实验室成都610000 环境保护部核与辐射安全中心北京100082 中国核电工程有限公司北京100840

为保证核电厂仪控设备的质量与可靠性,加强其电子元器件质量控制是关键技术环节之一。梳理了核电厂仪控设备的电子元器件质量控制存在的问题,提出了电子元器件应用各阶段应注意的质量控制要点,重点讨论了元器件质量等级、元器件二次筛... 详细信息

为保证核电厂仪控设备的质量与可靠性,加强其电子元器件质量控制是关键技术环节之一。梳理了核电厂仪控设备的电子元器件质量控制存在的问题,提出了电子元器件应用各阶段应注意的质量控制要点,重点讨论了元器件质量等级、元器件二次筛选等方面的内容,为国产核电厂仪控设备的研发生产提供了参考。

关键词：仪控设备电子元器件质量控制二次筛选

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核电站上充管与截止阀连接焊缝的疲劳分析

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管道技术与设备 2015年第6期 25-27,33页

作者：何风艾红雷吕勇波袁锋王新军卢喜丰核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

核电厂上充管所经历的温度瞬态变化较剧烈,从而导致上充管与截止阀门连接焊缝按RCC-M规范B3600的方法进行疲劳分析时,总的累积疲劳使用系数较大,超出了RCC-M规范的许用限值,不满足RCC-M规范要求。因此,需要对上充管与截止阀门连接焊缝... 详细信息

核电厂上充管所经历的温度瞬态变化较剧烈,从而导致上充管与截止阀门连接焊缝按RCC-M规范B3600的方法进行疲劳分析时,总的累积疲劳使用系数较大,超出了RCC-M规范的许用限值,不满足RCC-M规范要求。因此,需要对上充管与截止阀门连接焊缝疲劳分析进行优化。对国内某核电厂上充管RCP042与截止阀门连接焊缝进行了高温疲劳试验。依据疲劳试验结果,根据RCCM规范ZII 150,采用试验分析法对上充管RCP042与截止阀门连接焊缝的疲劳强度进行了进一步的分析评定。分析结果表明,该处焊缝疲劳强度满足RCC-M规范要求。

关键词：上充管焊缝疲劳强度高温疲劳试验试验分析法核电站截止阀

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压水堆燃料破损概述

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消费导刊 2016年第7期 305-305页

作者：高士鑫张坤吕亮亮秦勉郭子萱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

燃料是核反应堆最要的堆芯部件，反应堆燃料的破损直接影响反应堆运行的安全性和经济性。本文介绍了燃料破损对电厂经济性的影响，总结了几种常见的破损原因及相关机理，并提出改进措施。

关键词：压水堆燃料破损晶粒边界分离

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反应堆FPGA保护子系统开发与验证

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核电子学与探测技术 2015年第10期35卷 1043-1047页

作者：水璇璇吴一纯吴志强蔡源凤胡剑全郝俊伟杨永祥厦门大学能源学院厦门361102 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610041 上海核工程研究设计院电气仪控所上海200233

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采... 详细信息

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采用通用验证方法学(UVM)和第三方仿真工具确保硬件描述语言(HDL)代码获得100%的测试覆盖率,借助核电厂原理模拟机开展集成测试。研究结果为FPGA反应堆保护系统的开发、V&V和评审提供了理论和技术参考。

关键词：保护系统现场可编程门阵列验证与确认反应堆原理模拟机

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