检索结果-内蒙古大学图书馆

计算机应用 2012年第4期32卷 1037-1040页

作者：刘永阔凌霜寒哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 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610041

Dezert-Smarandache理论(DSmT)是一种能够高效实现多源信息融合,成功处理强冲突证据源的数据融合方法,而Dempster-Shafer理论(DST)在证据源冲突低时的融合效果好,运算代价低。将两种技术结合,在冲突距离函数变化率较低时采取DST证据理论... 详细信息

Dezert-Smarandache理论(DSmT)是一种能够高效实现多源信息融合,成功处理强冲突证据源的数据融合方法,而Dempster-Shafer理论(DST)在证据源冲突低时的融合效果好,运算代价低。将两种技术结合,在冲突距离函数变化率较低时采取DST证据理论,反之采用DSmT融合算法是一种提高信息融合效率的可行方式。研究人员对DSmT和DST二者的单点值转换门限方法已做了探讨,针对单点值门限方法的不足,提出了将冲突距离函数作为判别依据来确定转换门限的方法。该方法有很强的适应性,根据不同的证据组合,能划分是单点值门限还是多点值门限。

关键词：冲突距离函数 DSmT DST 门限信息融合

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自定距棒束组件热工水力程序开发及分析

自定距棒束组件热工水力程序开发及分析

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中国核学会2011年学术年会

作者：张丹刘昌文鲁剑超核反应堆系统设计技术重点实验室

自定距棒束组件通常采用螺旋绕丝或螺旋肋等方式进行定位。螺旋定距物的引入使得通道内热工水力现象比较复杂,与传统压水堆光棒通道相比存在较大差异。论文初步分析了螺旋肋引入后对组件热工水力学性能的影响,研究了现有程序对自定距棒... 详细信息

自定距棒束组件通常采用螺旋绕丝或螺旋肋等方式进行定位。螺旋定距物的引入使得通道内热工水力现象比较复杂,与传统压水堆光棒通道相比存在较大差异。论文初步分析了螺旋肋引入后对组件热工水力学性能的影响,研究了现有程序对自定距棒束组件的适用性,并在此基础上开发了相应的热工水力程序。运用开发后程序对自定距棒束组件进行了热工水力学分析,着重分析了肋对换热、流动及肋导程对组件整体性能的影响。研究认为,相对普通格架定距棒束,定距肋的引入一定程度上改善了棒束换热性能,同时并没有增加组件的压降;螺旋肋导程增加有助于降低组件压降,但不利于组件临界热流密度的提高。

关键词：自定距热工水力程序

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基于小波的突变信号识别方法及应用研究

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原子能科学技术 2012年第12期46卷 1451-1456页

作者：夏虹陈志辉邓礼平黄华彭敏俊哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 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 中国广东核电有限公司设计公司广东深圳518031

小波的空间局部性使它能聚焦于信号的局部结构,用来确定信号的突变性位置。但进一步研究发现,小波变换改进的单子带算法虽能有效识别第1类突变点,但对于第2类突变点却无法有效识别,且二进离散小波变换的快速算法还存在频率混淆等问题。... 详细信息

小波的空间局部性使它能聚焦于信号的局部结构,用来确定信号的突变性位置。但进一步研究发现,小波变换改进的单子带算法虽能有效识别第1类突变点,但对于第2类突变点却无法有效识别,且二进离散小波变换的快速算法还存在频率混淆等问题。通过深入研究提出了引入过渡函数的单子带重构的改进算法,解决了第2类突变信号的准确识别问题,通过相关实验验证了该方法能较好地解决主泵转子刚度突变等信号的有效识别问题。

关键词：小波变换突变信号频率混淆过渡函数

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模拟海水环境下奥氏体不锈钢的应力腐蚀试验研究

模拟海水环境下奥氏体不锈钢的应力腐蚀试验研究

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中国核学会2011年学术年会

作者：闫萌彭倩尹祁伟反应堆燃料及材料重点实验室核反应堆系统设计技术重点实验室

应用恒位移应力腐蚀试验,研究奥氏体不锈钢在海水Cl环境下的应力腐蚀性能。试验材料为0Cr18Ni10Ti（321）材料,设定质量分数分别为3.5%、15%和26.5%的NaCl溶液来模拟海水以及海水浓缩环境。在施加初始应力强度因子K为35MPa m～60MPa m... 详细信息

应用恒位移应力腐蚀试验,研究奥氏体不锈钢在海水Cl环境下的应力腐蚀性能。试验材料为0Cr18Ni10Ti（321）材料,设定质量分数分别为3.5%、15%和26.5%的NaCl溶液来模拟海水以及海水浓缩环境。在施加初始应力强度因子K为35MPa m～60MPa m的条件下,表面裂纹平均扩展速率在3.34×10～9mm/s～1.31×10～8mm/s之间,裂纹孕育期为792～1752h甚至更高。裂纹扩展速率受溶液浓度在3.5%以上变化的影响不大,裂纹孕育期受施加初始应力强度因子K值的影响,更高的K值下,裂纹孕育期更短。试样沿裂纹的机械拉断断面上,呈现明显的预制疲劳裂纹区、应力腐蚀裂纹扩展区及韧断区交接的形貌。

关键词：奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂裂纹扩展速率 Cl溶液

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新一代反应堆堆内构件材料

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特钢技术 2012年第3期18卷 1-3,11页

作者：许斌王庆田李宁李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成都610041

根据新一代反应堆堆内构件的环境条件,提出堆内构件选材原则,介绍了堆内材料相关发展动态以及5类材料的应用情况,然后对材料性能进行了综合分析,结果表明,镍基合金Inconel690、奥氏体不锈钢316LN、铁镍合金LF2和Incoloy 800有希望在新... 详细信息

根据新一代反应堆堆内构件的环境条件,提出堆内构件选材原则,介绍了堆内材料相关发展动态以及5类材料的应用情况,然后对材料性能进行了综合分析,结果表明,镍基合金Inconel690、奥氏体不锈钢316LN、铁镍合金LF2和Incoloy 800有希望在新一代反应堆堆内构件中得到应用。

关键词：新一代反应堆堆内构件材料

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蒸汽发生器手孔组件三维应力及疲劳寿命分析

蒸汽发生器手孔组件三维应力及疲劳寿命分析

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第十七届全国反应堆结构力学会议

作者：张丽屏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

采用有限元软件ANSYS建立了蒸汽发生器手孔组件的三维分析模型,该模型能更为真实的模拟蒸汽发生器手孔组件的实际工程结构及边界条件。利用该分析模型对蒸汽发生器手孔组件在螺栓预紧、压力等外载荷作用下的应力强度及其在温度、压力瞬... 详细信息

采用有限元软件ANSYS建立了蒸汽发生器手孔组件的三维分析模型,该模型能更为真实的模拟蒸汽发生器手孔组件的实际工程结构及边界条件。利用该分析模型对蒸汽发生器手孔组件在螺栓预紧、压力等外载荷作用下的应力强度及其在温度、压力瞬态作用下的温度场、应力场与疲劳寿命进行了详细的计算分析;同时,计算分析中考虑了材料的非线性、结构接触状态的非线性等因素。按照RCC-M规范的相关限值准则对计算结果进行了评定,评定结果表明蒸汽发生器手孔组件在各工况下满足规范要求。

关键词：蒸汽发生器手孔组件三维分析模型应力强度疲劳寿命

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奥氏体不锈钢焊接接头晶间腐蚀试验的理解与争议——探讨统一相关标准要求的可能性

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压力容器 2012年第11期29卷 47-51页

作者：王庆田罗英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

不同国家和行业针对奥氏体不锈钢的晶间腐蚀试验制定了不同的标准。在晶间腐蚀试验的敏化制度、取样部位和方向、试样的尺寸、弯曲试验压头直径的选择、弯曲角度等方面,不同标准之间存在差异。此外,有些标准的规定不是很明确,造成理解... 详细信息

不同国家和行业针对奥氏体不锈钢的晶间腐蚀试验制定了不同的标准。在晶间腐蚀试验的敏化制度、取样部位和方向、试样的尺寸、弯曲试验压头直径的选择、弯曲角度等方面,不同标准之间存在差异。此外,有些标准的规定不是很明确,造成理解上的分歧,在工程实际应用中引起不必要的争议。分析了不同标准之间的差异,结合晶间腐蚀试验的原理和目的,在达到考核材料耐晶间腐蚀性能的前提下,探讨统一相关标准要求的可能性。

关键词：晶间腐蚀试验奥氏体不锈钢焊接接头标准理解与争议

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CFD方法在反应堆下腔室流量分配中的应用研究

CFD方法在反应堆下腔室流量分配中的应用研究

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第八届中国CAE工程分析技术年会暨2012全国计算机辅助工程（CAE）技术与应用高级研讨会

作者：卢川杜思佳核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院

本文对CFD方法在反应堆下腔室流量分配中的应用研究进行了介绍,分别探讨了自然循环反应堆、三环路电站反应堆和四环路电站反应堆下腔室的流量分配特性,并对部分下腔室流量分配结构进行了计算分析,结合CFX瞬态计算,探讨了反应堆下腔室所... 详细信息

本文对CFD方法在反应堆下腔室流量分配中的应用研究进行了介绍,分别探讨了自然循环反应堆、三环路电站反应堆和四环路电站反应堆下腔室的流量分配特性,并对部分下腔室流量分配结构进行了计算分析,结合CFX瞬态计算,探讨了反应堆下腔室所具有的卡门涡阶发展特性,为CFD方法在反应堆研究设计中的应用提供了参考。

关键词： CFD 反应堆下腔室流量分配

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反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON系统)设计及应用

反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON系统)设计及应用

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中国核学会2011年学术年会

作者：吴志强曾少立核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院设计所

反应堆仪控系统是核电站的重要系统,其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备,要求具有高安全性、高可靠性,其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外,为打破国外垄断和实现国产化... 详细信息

反应堆仪控系统是核电站的重要系统,其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备,要求具有高安全性、高可靠性,其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外,为打破国外垄断和实现国产化,拥有自主知识产权的安全级数字化仪控硬件平台,中国核动力研究设计院为反应堆安全级1E级设备应用开展了仪控安全级硬件平台的设计和研制。文章对该硬件平台选用的技术路线、构架、性能指标、研发过程等情况进行了描述,并介绍了以该平台为基础集成的反应堆保护装置工程样机验证情况,试验表明该硬件平台完全满足安全级1E级要求,通过后续按核电相关标准开展适应性优化和补充试验鉴定工作,该平台可作为安全级DCS硬件平台完整解决方案向核电市场进行推广。

关键词：数字化仪控系统 MICON系统

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核反应堆控制系统的鲁棒性分析

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自动化信息 2012年第12期 45-47,44页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610041

文对核反应堆控制系统的鲁棒性进行了比较分析。通过分别用常规PID控制技术和先进控制技术实现对被控对象反应堆的控制，给出了改善反应堆控制系统鲁棒性的有效途径。

关键词：核反应堆 PID 鲁棒性

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