Reflood oxidation performances of Cr-coated Zr-Sn-Nb alloy cladding tubes at 1000 °C∼1200 °C
作者：
Xiao, Weiwei;Liu, Shihong;Huang, Jinghao;Zou, Shuliang
期刊：
Journal of Nuclear Materials ,2024年597:155155 ISSN：0022-3115
通讯作者：
Huang, JH
作者机构：
[Liu, Shihong; Huang, Jinghao; Xiao, Weiwei; Zou, Shuliang] Univ South China, Sch Mech Engn, Hengyang 421001, Hunan, Peoples R China.;[Liu, Shihong; Huang, Jinghao; Xiao, Weiwei; Zou, Shuliang] Univ South China, Hunan Prov Key Lab Emergency Safety Technol & Equi, Hengyang 421001, Hunan, Peoples R China.
通讯机构：
[Huang, JH ] U;Univ South China, Sch Mech Engn, Hengyang 421001, Hunan, Peoples R China.
关键词：
Cladding (coating);Coatings;Morphology;Niobium alloys;Oxidation;Rate constants;Redox reactions;Ternary alloys;Tin alloys;Zircaloy;Accident tolerant fuels;Cladding tubes;Cr coatings;Cr-coated zr-sn-nb alloy cladding;Highest temperature;Oxidation kinetics;Performance;Reflood oxidation;Steam oxidation;Water quenching;Microstructural evolution
摘要：
Reflood plays an important role in preventing the serious accident process. In this paper, the reflood oxidation performances of Cr-coated Zr-Sn-Nb alloy cladding tubes at 1000 °C, 1100 °C and 1200 °C were studied by high-temperature steam oxidation followed by in-situ water quenching. The oxidation kinetics, macroscopic morphology, phase transformation and microstructural evolution were investigated. Cr coating can provide excellent anti-reflood oxidation protection for Zr-Sn-Nb alloy, resulting in an oxidation rate constant of only 1/4–1/7 of that of uncoated Zr-Sn-Nb alloys. However, the cladding tube degraded into fragments due to excessive thermal stress during the in-situ water quenching after reflood oxidation at 1200 °C for 4000 s. After reflood oxidation at 1000 °C and 1100 °C, the most prominent feature of the surface is a porous flocculation structure main due to the formation of volatile products, while after 1200 °C, it is a fine mackerel scale-like structure accompanied by protruding whiskers main owing to Cr3+ rapidly migrates outward to the outer surface via short circuit paths. After oxidation, the cross-section of Cr-coated Zr-Sn-Nb alloys exhibits a multi-layer structure. The thickness of each layer changes approximately linearly with oxidation time. However, due to the redox reaction, compared to that after oxidation for 2000s, the Cr2O3 layer becomes thinner and the residual Cr coating becomes thicker after oxidation at 1200 °C for 4000 s. © 2024
语种：
英文
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High Temperature Steam Oxidation Behavior of Cr-coated Zr-4 Alloy Prepared by Multi-arc Ion Plating at 1000 and 1100 °C
作者：
Liu, Shihong;Xiao, Weiwei;Luo, Biao;Huang, Jinghao;Zou, Shuliang;...
期刊：
稀有金属材料与工程 ,2024年53(7):1962-1969 ISSN：1002-185X
通讯作者：
Huang, JH
作者机构：
[Liu, Shihong; Liu, Yilong; Huang, Jinghao; Luo, Biao; Xiao, Weiwei; Zou, Shuliang; Ren, Zhenghao] Univ South China, Coll Mech Engn, Hengyang 421001, Peoples R China.;[Liu, Shihong; Liu, Yilong; Huang, Jinghao; Luo, Biao; Xiao, Weiwei; Zou, Shuliang; Ren, Zhenghao] Univ South China, Hunan Prov Key Lab Emergency Safety Technol & Equi, Hengyang 421001, Peoples R China.
通讯机构：
[Huang, JH ] U;Univ South China, Coll Mech Engn, Hengyang 421001, Peoples R China.;Univ South China, Hunan Prov Key Lab Emergency Safety Technol & Equi, Hengyang 421001, Peoples R China.
关键词：
Cr涂层Zr-4合金;高温蒸气氧化;氧化速率;Cr-Zr扩散;多弧离子镀
摘要：
Cr涂层锆合金包壳是提高轻水反应堆燃料组件抗高温氧化性能的重要方法。本工作旨在研究Cr涂层Zr-4合金在水蒸气环境中的高温氧化行为,采用多弧离子镀工艺制备Cr涂层Zr-4合金样品,在1000和1100℃水蒸气环境中开展高...展开更多 Cr涂层锆合金包壳是提高轻水反应堆燃料组件抗高温氧化性能的重要方法。本工作旨在研究Cr涂层Zr-4合金在水蒸气环境中的高温氧化行为,采用多弧离子镀工艺制备Cr涂层Zr-4合金样品,在1000和1100℃水蒸气环境中开展高温氧化实验,采用高精度天平获得样品氧化增重,采用扫描电子显微镜(SEM)、能量色散谱仪(EDS)和X射线衍射仪(XRD)测试分析样品的表面与截面微观形貌、元素分布、物相及Cr-Zr扩散层厚度。结果显示,多弧离子镀制备的Cr涂层Zr-4合金样品表面存在大量尺寸不等的大颗粒,Cr涂层沿着(110)晶面择优生长。高温蒸气单位面积氧化增重与时间近似遵循抛物线规律,1100℃的蒸气氧化速率明显高于1000℃,相同温度下Cr涂层Zr-4合金的氧化速率低于无涂层Zr-4合金。高温蒸气氧化后,样品表面生成晶须状氧化物,且氧化物间存在大量微孔。在1100℃高温蒸气氧化3和4 h后,样品表面被氧化生成蠕虫状的团状物。样品截面呈层状结构,由外向内分别为Cr2O3层,Cr涂层,Cr-Zr扩散层,α-Zr(O)层(ZrO2层)。但表面Cr2O3层的厚度并不是随着氧化时间的增加而同步增加的,而Cr-Zr扩散层的厚度随氧化温度和氧化时间的增加而增大,且与氧化时间基本呈线性关系。因此,采用多弧离子镀制备的Cr涂层Zr-4合金在1000和1100℃下表现出良好的抗高温蒸气氧化性能。收起
语种：
中文
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Research on Radiation Damage and Reinforcement of Control and Sensing Systems in Nuclear Robots
作者：
Chang, Yinlin;Zou, Shuliang;Lin, Guang;Tang, Dewen;Wei, Cuiyue;...
期刊：
Electronics ,2024年13(7):1214- ISSN：2079-9292
通讯作者：
Xu, SL
作者机构：
[Xu, SL; Xu, Shoulong; Chang, Yinlin; Wei, Cuiyue; Lin, Guang; Zou, Shuliang] Univ South China, Sch Resource Environm & Safety Engn, 28,West Changsheng Rd, Hengyang 421001, Peoples R China.;[Xu, SL; Xu, Shoulong; Chang, Yinlin; Wei, Cuiyue; Zou, Shuliang; Tang, Dewen] Univ South China, Prov Key Lab Emergency Safety Technol & Equipment, Hengyang 421001, Peoples R China.;[Tang, Dewen] Univ South China, Sch Mech Engn, Hengyang 421001, Peoples R China.
通讯机构：
[Xu, SL ] U;Univ South China, Sch Resource Environm & Safety Engn, 28,West Changsheng Rd, Hengyang 421001, Peoples R China.;Univ South China, Prov Key Lab Emergency Safety Technol & Equipment, Hengyang 421001, Peoples R China.
关键词：
robot;radiation;reinforcement;gamma-ray;superMC;control and sensing systems
摘要：
This study investigates the radiation damage and radiation reinforcement of the control and sensing systems of nuclear robots. Radiation experiments were conducted on key electronic devices to study their radiation resistance, and a shielding structure for radiation reinforcement was designed to meet the radiation resistance performance requirements of the system. The results show that at doses exceeding 1300 Gy, Hall sensors, pressure transducers, and temperature transducers exhibit radiation damage. At doses exceeding 170 Gy, transformers and controllers also show radiation damage. Lithium batteries remain largely unaffected, but packs experience voltage decline. When using Pb and W as shielding materials for Super MC simulation, it was found that at a thickness of 15 mm, the shielding efficiency of the controller and transformer under Pb shielding increased by approximately 84.99% and 52.00%, respectively, compared to 92.23% and 74.47% under W, which had the best shielding effect benefits. By adopting radiation-resistant shielding reinforcement, we can effectively improve the radiation resistance of the controller and transformer. This is crucial for ensuring the reliable operation of nuclear robots in high-radiation environments and providing important data and theoretical support for the development of related technologies.
语种：
英文
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乏燃料后处理厂核安保事件监测系统总体设计
作者：
邹树梁;刘厚东;徐守龙
期刊：
南华大学学报(社会科学版) ,2023年24(01):1-8 ISSN：1673-0755
作者机构：
[邹树梁] 南华大学核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室;[徐守龙; 刘厚东] 南华大学资源环境与安全工程学院
关键词：
乏燃料后处理;重要度;模糊综合评价法;事故树分析
摘要：
乏燃料后处理厂的核安保事件关系到居民生命和国家安全。文章将安全系统工程的方法运用到监测系统中，研究安保事件发生后的事件严重程度，建立后处理厂核安保事件的实测系统和演练系统。研究成果为乏燃料后处理厂核安保的应急人员的行动提供依据与参考。
语种：
中文
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后处理厂核安保事件中建筑物风险的模糊综合评价
作者：
邹树梁;刘厚东;徐守龙;罗润;雷波
期刊：
安全与环境学报 ,2023年23(2):358-362 ISSN：1009-6094
作者机构：
[刘厚东] 南华大学资源环境与安全工程学院,湖南衡阳421001;[刘厚东] 核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室,湖南衡阳421001;[刘厚东] 江西理工大学资源与环境工程学院,江西赣州341000;[罗润; 徐守龙; 雷波; 邹树梁] 南华大学
关键词：
安全工程;结构重要度;模糊综合评价法;事故树
摘要：
乏燃料后处理厂的核安保事件关系到居民生命和国家安全。通过研究核安保事件发生的可能性和事件影响,构建基于专家评价和事故树分析的模糊数据集,分析乏燃料后处理厂5种建筑的风险。事故树分析结果表明,放射性装置散布、计算机安全事件...展开更多 乏燃料后处理厂的核安保事件关系到居民生命和国家安全。通过研究核安保事件发生的可能性和事件影响,构建基于专家评价和事故树分析的模糊数据集,分析乏燃料后处理厂5种建筑的风险。事故树分析结果表明,放射性装置散布、计算机安全事件和核设施损坏的结构重要度系数均为0.747,运输安全事件的结构重要度系数为0.654,内部威胁和潜在威胁的结构重要度系数均为0.083,非法转移和盗窃的系数均为0.080。模糊综合评价结果表明,5种建筑中离心室风险最大,其次是储存水池和管道,再次是溶解水池,剪切室风险最小。收起
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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究
作者：
赵芳;邹树梁;徐守龙;徐涛
期刊：
核动力工程 ,2022年43(2):194-198 ISSN：0258-0926
通讯作者：
Zou, Shuliang(zousl2013@126.com)
作者机构：
[赵芳; 徐守龙] School of Resource Environment and Safety Engineering, University of South China, Hengyang;421001, China;[邹树梁] Hunan Provincial Key Laboratory of Emergency Safety Technology and Equipment for Nuclear Facilities, Hengyang;[徐涛] Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu;610213, China
通讯机构：
Hunan Provincial Key Laboratory of Emergency Safety Technology and Equipment for Nuclear Facilities, Hengyang, China
关键词：
船用反应堆;大破口失水事故;核素扩散;MELCOR耦合CFD-FLUENT
摘要：
基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。
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Microstructural parameters estimation for sputtered Al coating via SEM, EDS, X-ray diffraction line broadening and EBSD
作者：
Yang, Chen;Xiao, Weiwei;Huang, Jinghao;Liu, Shihong;Zou, Shuliang
期刊：
Vacuum ,2022年206:111496 ISSN：0042-207X
通讯作者：
Weiwei Xiao
作者机构：
[Liu, Shihong; Yang, Chen; Huang, Jinghao; Xiao, Weiwei; Zou, Shuliang] Univ South China, Sch Mech Engn, Hengyang 421001, Hunan, Peoples R China.;[Liu, Shihong; Yang, Chen; Huang, Jinghao; Xiao, Weiwei; Zou, Shuliang] Univ South China, Hunan Prov Key Lab Emergency Safety Technol & Equi, Hengyang 421001, Hunan, Peoples R China.
通讯机构：
[Weiwei Xiao] S;School of Mechanical Engineering, University of South China, Hengyang, Hunan, 421001, China<&wdkj&>Hunan Provincial Key Laboratory of Emergency Safety Technology and Equipment for Nuclear Facilities, University of South China, Hengyang, Hunan, 421001, China
关键词：
X-ray diffraction line broadening;EBSD;W -H plot;Microstructural parameter;As -deposited Al coating
摘要：
Aluminum (Al) coatings were deposited on Zr-4 alloy substrate by magnetron sputtering. The microstructure parameters of the as-deposited coating were characterized by means of scanning electron microscope (SEM), energy dispersive spectroscopy (EDS), X-ray diffraction (XRD) and electron backscattered scattering detection (EBSD). The results showed that: via the SEM and EDS, it can be found that Al atoms and Zr atoms undergo rapid interdiffusion at the interface, forming an Al-Zr diffusion layer with a thickness of about 1.5 mu m; via X-ray diffraction line broadening, the estimated crystal size was 81.53 nm and the as-deposited Al coating presences lattice tensile strain; via EBSD, the fraction of HAGBs is overwhelmingly larger than that of LAGBs and the mean grain size is 0.55 mu m, also, the Al coating exhibits the (100)<001> texture.
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英文
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基于ISM的海上浮动核电站失水事故影响因素分析
作者：
邹树梁;刘娜
期刊：
南华大学学报(社会科学版) ,2022年23(1):1-4 ISSN：1673-0755
作者机构：
南华大学 资源环境与安全工程学院,湖南 衡阳421001;[刘娜; 邹树梁] 南华大学
关键词：
海上浮动核电站;失水事故;解释结构模型;影响因素分析
摘要：
为保障海上浮动核电站安全运行，文章以海上浮动核电站失水事故为研究对象，采用文献研究的方法从个体、设备、环境、管理4个维度提取13个影响失水事故的因素，运用解释结构模型（ISM）的方法分析13个因素的层次关系，结果表明：员工心理状态、员工生理状态、管路状况和电磁排放控制线路状况为影响失水事故的直接因素，法律法规为底层因素，其余因素为中间层因素，针对模型结果，提出了浮动核电站失水事故相关预防措施，研究结果可为浮动核电站的设计和应急管理提供参考。
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中文
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乏燃料后处理厂核安保事件中建筑物重要度的模糊综合评价与分析
作者：
邹树梁;刘厚东;徐守龙;罗润;雷波
期刊：
安全与环境学报 ,2022年CSCD ISSN：1009-6094
作者机构：
[雷波] 南华大学资源环境与安全工程学院;核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室;[罗润; 徐守龙; 刘厚东; 邹树梁] 南华大学资源环境与安全工程学院<&wdkj&>核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
安全工程;重要度;模糊综合评价法;事故树
摘要：
乏燃料后处理厂的核安保事件关系到居民生命和国家安全。本文通过研究核安保事件发生的可能性和事件影响，构建基于专家评价、布尔代数和事故树结合的模糊数据集，对乏燃料后处理厂储存水池、剪切室等5种建筑物重要度开展分析。事故树分析结果表内部威胁=运输核安保=计算机核安保=放射性散布装置＞盗窃=非法转移=破坏核设施=潜在威胁，放射性散布装置、计算机核安保、破坏核设施发生概率为0.23，运输核安保发生概率为0.2，内部威胁、潜在威胁发生概率为0.03，非法转移、盗窃的事件的发生概率为0.2。储存水池、剪切室、溶解水池、管道、离心室的重要度分别为Ⅲ级、Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级、Ⅳ级，离心室重要度最大而剪切室重要度最小。本文研究成果为乏燃料后处理厂后续核安保建设和完善提供依据。
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基于ROS的应急监测机器人导航系统设计与实现
作者：
李贻文;邹树梁;张德;陈宏斌
期刊：
自动化与仪表 ,2021年36(06):33-37 ISSN：1001-9944
作者机构：
南华大学机械工程学院,衡阳421000;[张德; 李贻文; 邹树梁; 陈宏斌] 南华大学
关键词：
激光雷达;同步定位与建图;路径规划
摘要：
为实现未知环境下,应急监测机器人自主定位和导航,构建精准的环境地图,该文设计并实现了基于机器人操作系统ROS和激光雷达的应急监测机器人定位和导航系统。机器人系统采用NVIDIA的Jetson TX2开发板作为核心控制器,利用STM32单片机作为下位机,利用16线程激光雷达获取环境信息,在ROS分布式框架下进行软件算法的开发,实现基于Cartographer算法的同步定位功能与基于粒子滤波算法的导航功能。理论仿真及实验实测结果表明,该应急监测机器人可构建精度较高的环境地图,并对机器人进行定位,以及有效完成导航任务,具有模块化、拓展性高、开源的优点。
语种：
中文
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工程机械操作室核辐射防护装置设计
作者：
刘博;邹树梁
期刊：
科技与创新 ,2021年(08):32-35 ISSN：2095-6835
作者机构：
[刘博] 南华大学资源环境与安全工程学院;[邹树梁] 南华大学核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
退役处理;事故应急;核辐射;屏蔽
摘要：
采用了MCNP粒子输运程序建立模型,研究了一些影响工程机械操作室核辐射防护装置屏蔽效果的因素。通过仿真模拟计算、分析了γ辐射源不同形状、不同屏蔽材料、屏蔽材料不同排列顺序、其他成分材料等对防护装置屏蔽效果的影响。研究结果为设计出具备更加优良的核辐射屏蔽能力、综合性能更加完善的工程机械操作室核辐射防护装置提供了一定的技术指导和理论依据,有利于这些工程机械能够更好地保障作业人员健康安全、更高效地完成工作任务。
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中文
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核环境机器人电液比例位置系统动态特性分析
作者：
王晔晗;邹树梁;朱平平
期刊：
机械工程与自动化 ,2021年(01):19-22 ISSN：1672-6413
作者机构：
南华大学机械工程学院;[邹树梁] 核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室;[王晔晗; 朱平平] 南华大学机械工程学院<&wdkj&>核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
动态特性;电液比例位置系统;核环境机器人
摘要：
为研究和提高某一型号核环境机器人液压系统的动态特性,基于AMESim软件建立了电液比例阀位置系统的PID控制仿真模型,对系统中的比例阀阀芯和液压缸活塞杆的位移及液压缸无杆腔的流量、压力特性进行了仿真分析研究,并运用单一因素法研究系统的动态特性。系统仿真实验结果表明:在标准范围内适当降低比例阀的阻尼比,提高动力元件的固有频率、阻尼比,可以改善核环境机器人的动态性能。
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中文
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Substrate Bias Effects on High Temperature Oxidation Resistance Performance of Arc Ion Plating Cr-Coated Zr-4 [电弧离子镀基体偏压对铬涂层Zr-4合金高温抗氧化性能的影响]
作者：
黄景昊;余清远;肖魏魏;邹树梁;唐德文;...
期刊：
核动力工程 ,2021年42(S1):121-127 ISSN：0258-0926
作者机构：
南华大学资源环境与安全工程学院;南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室;南华大学核科学技术学院;南华大学机械工程学院;中建市政工程有限公司
关键词：
电弧离子镀膜;基体偏压;Cr涂层;高温氧化性能
摘要：
采用电弧离子镀膜技术在Zr-4合金表面制备4组不同基体偏压的铬（Cr）涂层,研究基体偏压对Zr-4合金高温抗氧化性能的影响。利用扫描电子显微镜（SEM）和X射线衍射（XRD）技术对Cr涂层的微观结构和物相构成进行表征,分析基体偏压对Cr涂层高温氧化性能的影响。研究结果表明,基体偏压对Cr涂层晶体结构、表面和截面微观形貌、结合强度、抗高温氧化性能均有非常显著影响;Cr涂层经高温氧化后主要分化为3层结构:Cr2O3氧化层、残余Cr层和Cr-Zr扩散层;基体偏压为-100 V时涂层表面团聚物尺寸最小,表面未出现明显裂纹,涂层中仍留有残余Cr层,氧化增重最低,涂层致密性和结合性能最好。因此,基体偏压为-100 V时制备的Cr涂层对Zr-4合金基体保护效果最佳,生成的Cr2O3氧化层能够紧密地包覆在Zr-4合金基体表面不脱落,提高了Zr-4合金在高温下的抗氧化性能。
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基于故障树分析和贝叶斯网络方法的液压举升机构故障诊断
作者：
邹树梁;陈树强
期刊：
南华大学学报(自然科学版) ,2021年35(04):62-67 ISSN：1673-0062
作者机构：
南华大学资源环境与安全工程学院,湖南衡阳421001;核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室,湖南衡阳421001;[陈树强; 邹树梁] 南华大学资源环境与安全工程学院<&wdkj&>核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
液压举升机;贝叶斯网络;故障树分析;三角模糊函数
摘要：
为应对液压举升机故障原因复杂,诊断方法准确性不高等问题,提出一种基于故障树和贝叶斯网络的液压举升机故障诊断方法.首先建立液压举升机构故障树,然后将故障树转换为贝叶斯网络,利用三角模糊函数表示举升机底事件发生概率,得到底事件模糊概率,将其做为先验概率计算叶节点发生概率,进而求得根节点后验概率以及概率重要度,可快速诊断出故障点.
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SDA126T、HCA726S传感器耐辐照效应研究
作者：
边狄武;邹树梁;卜玉峰
期刊：
科技与创新 ,2021年(12):110-112 ISSN：2095-6835
作者机构：
南华大学资源环境与安全工程学院;[邹树梁] 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室;南华大学机械工程学院;[边狄武] 南华大学资源环境与安全工程学院<&wdkj&>南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室;[卜玉峰] 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室<&wdkj&>南华大学机械工程学院
关键词：
传感器;辐照;核环境;作业机器人
摘要：
传感器的耐辐照性能是核环境作业机器人能否应用于高剂量率γ射线测量技术的基本指标之一。辐照后效应则是研究传感器辐照后恢复以及辐照间接加固的重要参考因素。以倾角传感器为研究对象,结合辐照损伤效应外界因素中剂量率效应的理论,设计了辐照实验,以测量其耐辐射总剂量,研究不同剂量率对耐辐射总剂量的影响,辐照效应对倾角传感器性能参数的影响,探索倾角传感器耐辐照性能。
语种：
中文
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破拆机器人自动快换装置设计及容差分析
作者：
段亮亮;邹树梁;邓骞
期刊：
机械工程与自动化 ,2021年(02):10-13 ISSN：1672-6413
作者机构：
南华大学机械工程学院;[邹树梁] 核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室;[邓骞; 段亮亮] 南华大学机械工程学院<&wdkj&>核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
破拆机器人;自动快换装置;容差分析
摘要：
针对遥操作破拆机器人在复杂环境下的多样性作业需求,设计了一种可使破拆机器人根据实际工作需要更换末端工具的自动快换装置。根据预期的技术要求,阐释了自动快换装置的工作原理,完成了其机械结构设计;分析了自动快换装置的换装过程,从理论上对其位姿容差能力进行了分析;运用ADAMS软件对自动快换装置在几种不同位姿误差下的换装过程进行了仿真分析,验证了其可以完成换装功能,证明了该自动快换装置达到了设计要求。
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关节履带式核应急机器人攀爬台阶稳定性分析
作者：
周龙;邹树梁;张德
期刊：
现代机械 ,2021年(06):75-79 ISSN：1002-6886
作者机构：
南华大学机械工程学院;[邹树梁; 张德] 核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室;[周龙] 南华大学机械工程学院<&wdkj&>核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
履带机器人;强越障;稳定性
摘要：
针对核环境非结构化环境中核应急机器人的越障能力问题,利用多体动力学软件RecurDyn建立关节履带式核应急机器人虚拟样机,并对其进行静力学分析和动力学仿真,剖析机器人在非结构化地形环境下攀爬台阶能力稳定性的影响因素,为关节履带式核应急机器人关键结构参数优化提供合理依据,以实现在非结构化地形关节履带式核应急机器人的强越障性、稳定性要求。
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中文
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核安保事件辐射监测方案设计
作者：
刘厚东;邹树梁
期刊：
科技创新与应用 ,2021年11(21):123-124,127 ISSN：2095-2945
作者机构：
南华大学 资源环境与安全工程学院,湖南 衡阳 421001;核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室,湖南 衡阳 421001;[刘厚东; 邹树梁] 南华大学资源环境与安全工程学院<&wdkj&>核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
核安保;辐射监测;方案设计
摘要：
核安保事件影响范围广、涉及人数多、作用时间长,因此设计一套针对核安保事件的辐射监测方案,提高监测数据的高效性和准确性,对我国核能的利用和发展有着积极意义。
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中文
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可搭载切割设备的移动式升降平台关键部件可靠性分析
作者：
邹树梁;陈树强;黄斌海
期刊：
南华大学学报(自然科学版) ,2021年35(01):10-16 ISSN：1673-0062
作者机构：
南华大学 资源环境与安全工程学院,湖南 衡阳421001;核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室,湖南 衡阳421001;[陈树强; 邹树梁; 黄斌海] 南华大学资源环境与安全工程学院<&wdkj&>核设施应急安全技术与装备湖南省重点实验室
关键词：
移动式升降平台;传动系统;左右模糊排序法;专家打分法;可靠性分析
摘要：
为解决核工程设施退役过程中大量试剂输送管道的拆除工作,根据复杂工作条件下（环境恶劣,放射性）系统工作要求,设计出可搭载切割设备的移动式升降平台,提升工作效率并增加作业安全。为分析可搭载切割设备移动式升降平台关键部件的可靠性,基于系统可靠度预设值,通过专家打分法,采用左右模糊排序法将模糊数转化为模糊概率,建立移动式升降平台失效概率模型。并以移动式升降平台传动系统关键零部件为例进行计算,得出系统薄弱环节,针对薄弱环节提出增加其可靠性的应对措施,从而提高系统安全性能。
语种：
中文
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Study on Airborne Radionuclide Dispersion in Floating Nuclear Power Plant under the Loss-of-Coolant Accident
作者：
Zou, Shuliang;Liu, Na;Huang, Binhai
期刊：
Science and Technology of Nuclear Installations ,2021年2021:1-8 ISSN：1687-6075
通讯作者：
Zou, Shuliang(zousl2013@126.com)
作者机构：
[Liu, Na; Huang, Binhai; Zou, Shuliang] Univ South China, Sch Environm & Safety Engn, Hengyang 421001, Hunan, Peoples R China.;[Liu, Na; Huang, Binhai; Zou, Shuliang] Univ South China, Key Lab Hunan Prov Nucl Emergency Safety Technol, Hengyang, Hunan 421001, Peoples R China.
摘要：
Floating nuclear power plant is a kind of nuclear power plant on a barge moored specifically in an area of the sea. In order to study the factors influencing airborne radionuclide dispersion induced by the loss-of-coolant accident in floating nuclear power plant, the floating nuclear power plant platform was taken as the research object, and the dispersion of airborne radionuclide under combined conditions of platform positions, wind directions, and break directions (north, south, west, and east) was simulated by the CFD (computational fluid dynamics) method. The results show that northern and southern breaks have less dangerous island area than western and eastern ones but have more platform dangerous area than the western and eastern ones. The risk of the southern break is the greatest, and that of the western break is the least. Rotating the floating nuclear power plant platform in a certain angle can reduce the damage of loss-of-coolant accident. The effects of the dose received by the personnel under the condition of the severe accident were evaluated based on previous research, showing that the inhalation effective dose and the effective dose of plume immersion exposure were less than the radiation dose limit of 0.25 Sv within two hours in the accident. The results of the study can provide reference for the design of floating nuclear power plant platform and the formulation of emergency plan. © 2021 Shuliang Zou et al.
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