检索结果-内蒙古大学图书馆

科技创新导报 2015年第23期12卷 9-12页

作者：辛勇巨新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 北京科技大学物理系北京100083

该文对中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温进行氦离子注入,注量分别为1×1015/cm2、5×1015/cm2和1×1016/cm2。注入后利用透射电子显微镜(TEM)和能谱(EDX)进行微结构分析。TEM的结果表明注入之后没有形成明显的缺陷。对碳化... 详细信息

该文对中国低活化马氏体(CLAM)钢在室温进行氦离子注入,注量分别为1×1015/cm2、5×1015/cm2和1×1016/cm2。注入后利用透射电子显微镜(TEM)和能谱(EDX)进行微结构分析。TEM的结果表明注入之后没有形成明显的缺陷。对碳化物进行了尺寸统计,结果表明氦离子注入之后的碳化物尺寸较注入之前有所增加。电子衍射斑点和EDX的结果表明碳化物为M6C和M23C6类型,其成分和结构在注入前后均没有发生变化。

关键词：离子注入 CLAM钢碳化物

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控制棒驱动机构耐压壳体定位面喷涂工艺研究

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科技视界 2019年第9期 44-47页

作者：唐源李维于耀华吴伟建邓强吴昊唐健凯付国忠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 上海第一机床厂有限公司中国上海201308

本文采用超音速火焰喷涂和等离子喷涂分别在控制棒驱动机构耐压壳定位面上制备了CrNi/CrC耐磨涂层,研究了不同的工艺参数下喷涂涂层的硬度、孔隙率和沉积效率,对比分析了两种喷涂方法的显微结构和孔隙率、结合强度和显微硬度。结果表明... 详细信息

本文采用超音速火焰喷涂和等离子喷涂分别在控制棒驱动机构耐压壳定位面上制备了CrNi/CrC耐磨涂层,研究了不同的工艺参数下喷涂涂层的硬度、孔隙率和沉积效率,对比分析了两种喷涂方法的显微结构和孔隙率、结合强度和显微硬度。结果表明不同工艺参数对涂层有着明显的影响,超音速火焰喷涂的涂层性能优于等离子喷涂涂层性能,超音速火焰喷涂涂层显微结构更为致密,超音速火焰喷涂涂层的结合强度约为等离子喷涂涂层的2. 5倍,超音速火焰喷涂涂层的显微硬度约为等离子喷涂的1. 3倍。

关键词：控制棒驱动机构超音速火焰喷涂等离子喷涂

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阻尼施加方式对反应堆冷却剂系统地震载荷的影响

阻尼施加方式对反应堆冷却剂系统地震载荷的影响

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四川省力学学会2013年学术年会

作者：叶献辉张毅雄刘文进齐欢欢中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室四川成都610041

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.阻尼对系统地震载荷有着很大的影响.以反应堆冷却剂系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对系统地震载荷的影响,得到了对实际工程有参考... 详细信息

核电站反应堆冷却剂系统地震分析是核电设计中一项十分重要的工作.阻尼对系统地震载荷有着很大的影响.以反应堆冷却剂系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对系统地震载荷的影响,得到了对实际工程有参考意义的结论.

关键词：核电站反应堆冷却剂系统地震载荷阻尼施加方式

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“实际消除大量放射性物质释放”概念在设计中的考虑

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科技视界 2015年第36期 5-6,8页

作者：邱志方张卓华张明任春明许世杰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 中国核动力研究设计院四川成都610213

"实际消除大量放射性物质释放"已经被核工业界广泛认同,各国的核安全监管当局对新建核电厂都对此提出了期望或要求,因此有必要对此概念进行深入理解,并将此概念应用在核电厂的设计过程中。本文研究发现"实际消除大量放... 详细信息

"实际消除大量放射性物质释放"已经被核工业界广泛认同,各国的核安全监管当局对新建核电厂都对此提出了期望或要求,因此有必要对此概念进行深入理解,并将此概念应用在核电厂的设计过程中。本文研究发现"实际消除大量放射性物质释放"概念是核电厂技术安全目标沿续与补充,其目的是为了强化纵深防御,设计中需进一步考虑降低风险需要增加的设计功能、运行措施或事故管理规程,提高核电厂的安全性。

关键词：实际消除大量放射性物质释放扩展工况

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一种基于统计学习的换料堆芯装载优化空间特征提取方法

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科技创新导报 2022年第27期19卷 155-159页

作者：胡钰莹廖鸿宽李庆于颖锐刘鑫尧陈飞飞黄世恩蔡云向宏志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 中国核动力研究设计院四川成都610041

本文提出了一种基于统计学习方法的换料堆芯装载优化空间特征提取方法,建立了适用于换料堆芯装载优化问题的特征统计量,将优化问题中的各种优化操作通过统计量加以学习和统计分析,获得了各优化操作的特征概率模型。通过实际的换料堆芯... 详细信息

本文提出了一种基于统计学习方法的换料堆芯装载优化空间特征提取方法,建立了适用于换料堆芯装载优化问题的特征统计量,将优化问题中的各种优化操作通过统计量加以学习和统计分析,获得了各优化操作的特征概率模型。通过实际的换料堆芯装载方案优化设计问题检验可以看出,采用统计学习建立的概率模型可有效获取当前局部邻域内优化空间的特征规律,可显著提升设计优化性能,其优化份额和评价目标均值均显著优于均匀概率模型和其他邻域的异常概率模型,为开展新型高速优化算法设计奠定了基础。

关键词：换料堆芯装载统计学习特征提取概率模型

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一体化先进堆应对全厂断电事故能力分析

一体化先进堆应对全厂断电事故能力分析

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中国核学会核能动力学会二〇〇七年学术年会

作者：沈瑾江光明唐钢余红星中国核动力院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都 610041

中国核动力院设计的新一代一体化先进堆(CIP)参照国际上第四代IRIS堆非能动专设安全系统,以简化安全系统设计并提高电厂安全系统运行的可靠性。采用RELAP5/MOD程序对一体化先进堆全厂断电事故进行分析计算并论证非能动余热排出系统对事... 详细信息

中国核动力院设计的新一代一体化先进堆(CIP)参照国际上第四代IRIS堆非能动专设安全系统,以简化安全系统设计并提高电厂安全系统运行的可靠性。采用RELAP5/MOD程序对一体化先进堆全厂断电事故进行分析计算并论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力,分析表明一体化先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全,一体化先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。

关键词：一体化先进堆断电事故堆芯余热导出事故缓解能力

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环形窄缝中三叶型节流件阻力特性试验与数值研究

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科技视界 2019年第8期 4-7页

作者：武有光徐建华张子鹏章雨水璇璇杜枢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 国防科工局核技术支持中心中国北京100080

本文对环形窄缝中三叶型节流元件的阻力特性进行了试验研究,获得环缝中不同开口角度θ的三叶型节流件的阻力系数。同时,利用ICEM对带有不同开口角度θ的三叶型节流件环形窄缝进行三维立体建模并进行结构化网格划分。选用重整化k-ε湍流... 详细信息

本文对环形窄缝中三叶型节流元件的阻力特性进行了试验研究,获得环缝中不同开口角度θ的三叶型节流件的阻力系数。同时,利用ICEM对带有不同开口角度θ的三叶型节流件环形窄缝进行三维立体建模并进行结构化网格划分。选用重整化k-ε湍流模型,利用Fluent软件进行三维流场模拟。结果表明:试验得到三叶型节流件的阻力系数随着开口角度增大而减小,且近似于指数函数变化;试验得到的不同开口角度θ的三叶型节流件阻力系数与数值模拟结果吻合较好,相对误差在8%以内。

关键词：三叶型节流件局部阻力系数试验研究数值模拟

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时效温度对0Cr15Ni70Ti3AlNb合金组织和性能的影响

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金属功能材料 2020年第2期27卷 40-43页

作者：刘兆东郑晓张亚辉程杰锋王立民谭文界付强中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610213 钢铁研究总院北京100081

采用相分析、SEM、万能拉伸试验机等手段,研究了不同时效温度对0Cr15Ni70Ti3AlNb合金组织和性能的影响。结果表明:0Cr15Ni70Ti3AlNb合金在不同的时效温度下析出相有MC相、M23C6相和γ′相。MC和M23C6碳化物在650、670、690℃时的含量基... 详细信息

采用相分析、SEM、万能拉伸试验机等手段,研究了不同时效温度对0Cr15Ni70Ti3AlNb合金组织和性能的影响。结果表明:0Cr15Ni70Ti3AlNb合金在不同的时效温度下析出相有MC相、M23C6相和γ′相。MC和M23C6碳化物在650、670、690℃时的含量基本保持不变。随着时效温度的升高,γ′相的含量和尺寸不断增加。时效温度从650℃升高到720℃,γ′相质量分数由4.971%增加至10.744%,γ′相晶粒尺寸由11.0 nm增大到38.8 nm。在650℃保温14 h后,基体内部析出细小的球状γ′相,当时效温度为750℃时,合金内部出现链状的γ′相,当时效温度为810和840℃时,合金中存在方形的γ′相。随着时效温度的升高,合金室温抗拉强度和屈服强度呈现先增高后减小的趋势,当时效温度高于750℃后,室温抗拉强度和屈服强度均迅速下降,时效温度为720℃时,合金的冲击韧性值最小。

关键词： 0Cr15Ni70Ti3AlNb合金时效温度析出相

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Rust语言在核电安全级仪控研发应用探讨

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仪器仪表用户 2023年第6期30卷 65-68页

作者：杨斌蒋维常泽海西安交通大学核科学与技术学院西安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成都610213

在核安全级(1E)仪控应用中,基于处理器的应用绝大部分使用C语言来实现。针对C语言存在弱内存管理、弱数据类型、易于出错的指针控制等天然语言缺陷,提出了更安全的Rust编程语言在核电仪控中应用可能性的探讨。首先分析了C语言固有特性... 详细信息

在核安全级(1E)仪控应用中,基于处理器的应用绝大部分使用C语言来实现。针对C语言存在弱内存管理、弱数据类型、易于出错的指针控制等天然语言缺陷,提出了更安全的Rust编程语言在核电仪控中应用可能性的探讨。首先分析了C语言固有特性的安全缺陷和Rust语言的安全优势,其次结合核电行业安全软件关键需求探讨了Rust语言的切实应用场景,并阐述了Rust语言应用于核电仪控面临着极大的挑战。最后,为推动核电仪控领域应用更安全的编程语言,提出了积极的展望。

关键词：核电安全仪控软件 Rust语言

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

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科技视界 2015年第20期 5-6,100页

作者：毛辉辉陈树邓坚向清安肖红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 环境保护部核与辐射安全中心中国北京100082

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程... 详细信息

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。

关键词： PCIS 堆芯冷却 MELCOR程序

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