检索结果-内蒙古大学图书馆

东方电气评论 1988年第2期 33+64-65页

作者：杨抹西南反应堆工程研究设计院

西南反应堆工程研究设计院于1988年1月21日—28日在北京参加了秦山核电二期工程设计与服务的招标大会。参加投标的单位还有北京核工程研究设计院、上海核工程研究设计院和水电部华东电力设计院。会上,由核工业部内外11位专家组成评标委... 详细信息

西南反应堆工程研究设计院于1988年1月21日—28日在北京参加了秦山核电二期工程设计与服务的招标大会。参加投标的单位还有北京核工程研究设计院、上海核工程研究设计院和水电部华东电力设计院。会上,由核工业部内外11位专家组成评标委员会具体负责对各投标单位的评审打分。按能力、信誉、措施、QA与QC及报价五项打分,以抽签的办法排出投标单位的

关键词：秦山核电二期工程设计院反应堆工程

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1971～1990年西南反应堆工程研究设计院辐射流行病学调查

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中华放射医学与防护杂志 1997年第5期17卷 331-336页

作者：温晋爱王印章钟锐姜如意方兆荣张德香胡泽明中国辐射防护研究院西南反应堆工程研究设计院

１９７１～１９９０年西南反应堆工程研究设计院辐射流行病学调查温晋爱王印章钟锐姜如意方兆荣张德香胡泽明核工业人群接受的职业性照射是小剂量－低剂量率慢性照射。了解核工业职业受照人员接受这种慢性照射致癌危险的比较合理的途径... 详细信息

１９７１～１９９０年西南反应堆工程研究设计院辐射流行病学调查温晋爱王印章钟锐姜如意方兆荣张德香胡泽明核工业人群接受的职业性照射是小剂量－低剂量率慢性照射。了解核工业职业受照人员接受这种慢性照射致癌危险的比较合理的途径是对职业人群进行辐射流行病学调查，...

关键词：反应堆辐射流行病学核工业人群

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西南反应堆工程研究设计院 APWR 开发研究工作简介

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核动力工程 1989年第5期10卷 4-8,23页

作者：孙玉发闵元佑西南反应堆工程研究设计院

本文简要地介绍了西南反应堆工程研究设计院在先进压水堆方面所做的跟踪和开发研究工作,介绍了具有中国特色的先进压水堆核电厂(AC-600)的设计目标、初步方案的特点和今后工作的设想。AC-600的优点是工程投资少,固有安全性好,可靠性高,... 详细信息

本文简要地介绍了西南反应堆工程研究设计院在先进压水堆方面所做的跟踪和开发研究工作,介绍了具有中国特色的先进压水堆核电厂(AC-600)的设计目标、初步方案的特点和今后工作的设想。AC-600的优点是工程投资少,固有安全性好,可靠性高,工期短,并能很好地与我国已建造的或正准备建造的压水堆核电厂相衔接,是我国发展核电厂的主要方向。

关键词：压水堆谱移控制 AC-600 安全系统

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我国第一座脉冲堆即将在西南反应堆工程研究设计院建成

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东方电气评论 1988年第2期 60-60页

作者：李映发西南反应堆工程研究设计院

脉冲堆是我国80年代研制的一种新型池式热中子研究反应堆。从70年代末起,西南反应堆工程研究设计院对这种堆进行了研究、开发,完成了有关工程设计,1986年开始了该堆原型工程建造。经过两年多的努力,已基本完成了前期工程、工程施工和设... 详细信息

脉冲堆是我国80年代研制的一种新型池式热中子研究反应堆。从70年代末起,西南反应堆工程研究设计院对这种堆进行了研究、开发,完成了有关工程设计,1986年开始了该堆原型工程建造。经过两年多的努力,已基本完成了前期工程、工程施工和设备安装,目前正在进行紧张的系统调试。预计到198B年底,该堆将全部建成并投入运行,1989年将完成堆的定型并进行商业性推广。

关键词：脉冲堆反应堆工程设计院

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压水堆燃料组件定位格架动刚度估算及误差来源分析

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原子能科学技术 2025年第3期59卷 691-699页

作者：周鼎黄聪彩李天勇乔红威崔艺航赵相吉马建中孙磊中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室四川成都610213 中国核动力研究设计院反应堆工程研究所四川成都610213

格架动刚度是表征格架动态力学性能、支撑事故工况下燃料组件结构安全分析的重要参数。当前格架动刚度主要通过格架动刚度试验测得撞击力及速度等力学参量估算,但是缺乏对不同估算方法的差异分析和误差来源讨论,导致在工程应用中尚未形... 详细信息

格架动刚度是表征格架动态力学性能、支撑事故工况下燃料组件结构安全分析的重要参数。当前格架动刚度主要通过格架动刚度试验测得撞击力及速度等力学参量估算,但是缺乏对不同估算方法的差异分析和误差来源讨论,导致在工程应用中尚未形成标准化评估方法。本文以某型格架为研究对象,开展格架动刚度试验,获得格架撞击载荷、撞击小车速度、撞击载荷脉冲周期等关键力学参数,分别采用能量法(包括直接法和迭代法)及周期法估算格架动刚度,分析不同方法的误差来源并讨论格架动刚度误差的传递特性。结果表明:基于小车撞击试验装置时,采用直接法和迭代法估算具有更高的稳定性,最大相对偏差分别达到12%和16%左右;格架动刚度误差将直接传递至内刚度并显著放大内刚度误差,但进一步传递至撞击力误差时回归到5%左右。本文结果可为格架动刚度测试和组件事故工况安全分析的准确性提供参考。

关键词：燃料组件格架动刚度误差来源

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固态堆芯非对称热应力耦合试验研究

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核动力工程 2025年第1期46卷 152-159页

作者：王严培唐昌兵李权李涛李晨曦秋博文范航李垣明中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都610213 西南交通大学成都610031

非对称分布热应力耦合导致的燃料与基体相互作用是固态堆芯反应堆分析的关键问题,本研究采用数值模拟与试验相结合的方法,开发了分布式冷源和热源加载方式,对典型结构固态堆芯燃料元件开展了高温下热应力耦合模拟与试验研究。研究结果表... 详细信息

非对称分布热应力耦合导致的燃料与基体相互作用是固态堆芯反应堆分析的关键问题,本研究采用数值模拟与试验相结合的方法,开发了分布式冷源和热源加载方式,对典型结构固态堆芯燃料元件开展了高温下热应力耦合模拟与试验研究。研究结果表明,试验测得的高温应变场与数值模拟结果较为接近,堆芯燃料基体在350℃温差下无失效风险,本研究建立的非对称分布式冷源和热源热应力耦合数值预测方法和试验技术能够用于固态堆芯反应堆非对称热应力分布研究,低温差下燃料元件基体无失效风险。

关键词：固态堆芯非对称热应力分布试验数值模拟

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压水堆棒束多通道流场稀疏数据深度学习求解技术研究

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核动力工程 2025年第2期46卷 81-89页

作者：钱浩陈广亮刘东于洋姜宏伟殷新立杨玉诚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重点实验室成都610213

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于... 详细信息

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于深度学习的稀疏数据求解方法,通过设计不匹配性自适应调节方案,在控制方程中引入自适应调节因子,动态修正理想模型,克服因数据与方程不一致所引发的收敛障碍及精度不足等问题。在此技术基础上,进一步探讨了在小样本数据条件下的流场求解策略,设计了均匀配点、基于速度梯度配点、混合配点策略,旨在通过优化样本点的空间分布,提升流场求解的整体精度。研究结果表明,在3种策略中,均匀配点策略能够更全面地覆盖流场的整体特性,表现出最佳的优化效果,达到决定系数(R^(2))大于0.95、均方误差(MSE)在10^(-4)至10^(-3)量级的精度;且在仅采用60个小样本数据配点下(占原始数据点的7.8%)。本文所提出的方法也能有效实现高精度流场求解,为稀疏数据条件下求解压水堆堆芯棒束多通道流场提供了一种高效且适用的技术方案。

关键词：物理信息神经网络(PINNs) 调节因子稀疏数据压水堆棒束多通道深度学习

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16MND5钢单轴棘轮疲劳行为试验研究

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核动力工程 2025年第1期46卷 160-168页

作者：莫旭阳朱明亮张尚林杨立才陈尧轩福贞华东理工大学机械与动力工程学院上海200237 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

本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行... 详细信息

本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行为的影响。结果表明:该合金在对称与非对称应力循环载荷下均表现出棘轮效应。应力幅值和平均应力的增加降低了疲劳寿命。循环演化表现出初始循环硬化,然后循环软化,最后加速软化。相同应力幅下,平均应力的引入促进了软化。棘轮应变不随拉伸平均应力的增加而单调增加,存在一个最不利的平均应力导致棘轮-疲劳交互最为明显。断口形貌分析表明,根据应力水平的大小,试样可分为疲劳失效和发生较大塑性应变的棘轮失效。

关键词： 16MND5钢应力循环棘轮效应棘轮-疲劳交互断口形貌

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锆合金燃料包壳Cr基涂层的微观结构及微动磨损性能

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中国表面工程 2025年

作者：余建国李正阳宁闯明余施佳蔡振兵西南交通大学摩擦学研究所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

压水堆（Pressurized water reactors， PWRs）内流致振动（Flow induced vibration， FIV）导致的定位格架与燃料棒之间的微动磨损（Grid-to-rod fretting， GTRF）是压水堆燃料包壳失效的主要原因，它可能导致燃料包壳破损，进而引发... 详细信息

压水堆（Pressurized water reactors， PWRs）内流致振动（Flow induced vibration， FIV）导致的定位格架与燃料棒之间的微动磨损（Grid-to-rod fretting， GTRF）是压水堆燃料包壳失效的主要原因，它可能导致燃料包壳破损，进而引发放射性物质泄漏等一系列严重事故的发生。Cr基涂层作为事故容错燃料（Accident tolerant fuel， ATF）包壳最有发展前景的候选涂层之一，其微动磨损性能研究对于提升核反应堆的安全性、效率和应对复杂服役环境挑战具有重要意义。采用磁控溅射工艺在锆合金表面制备了Cr、CrN、CrAlN和CrAlSiN等四种涂层，分析了涂层的微观结构和物相组成。开展微动磨损试验，探究了锆合金及不同涂层的微动磨损性能及磨损机理。结果表明：不同涂层表面有金属熔滴形成的颗粒物，表面结构致密且硬度相较于锆合金基体更高，其中，CrN涂层表面最为光滑，粗糙度仅为0.10 μm。不同涂层的磨损深度及磨损率相较于锆合金均显著降低，CrN涂层和CrAlSiN涂层磨损程度近似且最轻，其磨损率约为锆合金的1/7，磨损深度约为锆合金的1/5。综合该两种涂层的表面完整性及耐磨损性能，CrN涂层更优。锆合金磨损机制主要为粘着磨损、磨粒磨损和腐蚀磨损，而不同涂层的磨损机制主要为磨粒磨损和腐蚀磨损。以上研究成果对于提升ATF材料性能、揭示磨损机制以及推动技术创新与应用的起到重要作用。

关键词： Cr基涂层锆合金微观结构微动磨损磨损机理

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Zr-1.35Sn-0.22Fe-0.13Cr-0.05Ni合金热处理工艺优化及其高温高压水腐蚀行为研究

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中国腐蚀与防护学报 2025年第2期45卷 497-505页

作者：雷艾嘉戴训许江涛邓睿驹黄雪飞四川大学材料科学与工程学院成都610065 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

研究了不同热处理工艺处理后得到的Zr-1.35Sn-0.22Fe-0.13Cr-0.05Ni合金在360℃、18.6 MPa去离子水环境中的均匀腐蚀行为。实验结果表明,Zr-1.35Sn-0.22Fe-0.13Cr-0.05Ni合金的腐蚀动力学曲线在转折点前表现出典型的类抛物线规律,其腐... 详细信息

研究了不同热处理工艺处理后得到的Zr-1.35Sn-0.22Fe-0.13Cr-0.05Ni合金在360℃、18.6 MPa去离子水环境中的均匀腐蚀行为。实验结果表明,Zr-1.35Sn-0.22Fe-0.13Cr-0.05Ni合金的腐蚀动力学曲线在转折点前表现出典型的类抛物线规律,其腐蚀动力学初次转折时间相较Zircaloy-4合金(Zr-1.50Sn-0.20Fe-0.1Cr)显著推迟,意味着降低Sn元素可以提升锆合金的抗高温高压水腐蚀性能。提高Zr-1.35Sn-0.22Fe-0.13Cr-0.05Ni合金的中间退火温度或延长α相的保温时间可以增加第二相的平均粒径,同时可以使Zr(Fe,Cr)_(2)中的Fe/Cr原子比率更接近1,有利于延长腐蚀动力学初次转折时间。

关键词：锆合金腐蚀第二相累积退火参数

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