检索结果-内蒙古大学图书馆

中国仪器仪表 2025年第4期 87-91页

作者：谢祠福董长龙付婷李勇杨斐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

为保证国产无纸记录仪小型化和低功耗,且同时满足高可靠数据存储和高性能图形显示要求,本文采用同构双核芯片非对称操作系统分别作为硬件和软件总体架构。龙芯处理器双核运行通用操作系统Linux和嵌入式实时操作系统RT-Thread,核间通信... 详细信息

为保证国产无纸记录仪小型化和低功耗,且同时满足高可靠数据存储和高性能图形显示要求,本文采用同构双核芯片非对称操作系统分别作为硬件和软件总体架构。龙芯处理器双核运行通用操作系统Linux和嵌入式实时操作系统RT-Thread,核间通信采用共享内存结合中断方式实现物理层和数据链路层设计,然后向上适配为操作系统的虚拟以太网卡,完成操作系统API层级的核间通信。在国产化无纸记录仪上进行测试验证,该技术能准确低延时地实现双核非对称操作系统间通信,核间通信中断触发至响应间隔在9μs内,以太网ping数据包延迟在2ms内,为多核芯片应用尤其是核间通信技术提供了高效可靠的设计思路。

关键词：核间通信无纸记录仪共享内存中断虚拟以太网

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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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“华龙一号”核电厂大气排放调节阀快速冷却模式控制研究

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工业控制计算机 2025年第1期38卷 27-29页

作者：朱攀曾山黄鹏罗焯睿刘亚男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

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷... 详细信息

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷却模式进行分析研究,并基于中核集团自主研发的核安全级DCS“龙鳞”平台设计了调节阀快速冷却模式的工程实施方案,最终通过仿真验证了该方案的可行性。该方案可推广应用于后续工程项目。

关键词：华龙一号安全级DCS 大气排放调节阀快速冷却

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池式非能动余热排出系统热工水力分析的系统程序改进及验证

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原子能科学技术 2025年第4期59卷 858-866页

作者：连强朱隆祥唐思邈黄涛张勇潘良明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 重庆大学核工程与核技术系重庆400044 重庆大学动力工程及工程热物理博士后科研流动站重庆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四川成都610213

福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于... 详细信息

福岛核事故后非能动理念被广泛应用于先进反应堆的热工安全设计,而池式非能动余热排出系统(PRHRS)也在国产华龙一号中提供了不依赖外部能源驱动的安全保障。尽管RELAP5程序在反应堆瞬态热工水力特性分析方面开展了大量验证工作,但由于缺乏针对性的池式热交换器模型,RELAP5程序低估了池式PRHRS的换热功率及系统流量。因此本文根据池式热交换器工作条件选用棒束池式沸腾换热模型及大管径管内冷凝换热模型,在RELAP5程序中植入了池式热交换器模型,针对两种换热模型分别进行了分离效应验证。基于应急工况池式能量排出系统(PERSTO)实验台架分析了节点划分方式对池式PRHRS热工水力行为的影响,对比了改进程序及原始程序对整体性实验台架系统瞬态参数的模拟能力。经过分离效应验证和整体效应验证,确认了改进程序在池式PRHRS热工水力分析中的有效性。

关键词：池式非能动余热排出系统热工水力系统程序改进节点划分方式模型验证

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核反应堆控制棒驱动机构状态检测技术研究

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自动化与仪器仪表 2025年第1期 16-18,23页

作者：王仁良孙培伟吴延群党丽君西安交通大学能源与动力工程学院西安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

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。... 详细信息

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。在此基础上,重点介绍了电感法状态检测原理和电感测量检测方法,并通过试验验证了该方法的可行性和准确性。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构状态检测电感法

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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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