检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第4期43卷 196-200页

作者：安彦波余志伟王炳炎陈书华张安锐徐世超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

华龙一号(HPR1000)反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素,不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组... 详细信息

华龙一号(HPR1000)反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素,不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组件图像定位的算法,该算法使用模板匹配的原理在摄像机捕获的探测器组件图像中进行查找,获取探测器组件的精确坐标。实验证明,该算法具有较高的定位精度,能够满足探测器组件拆除工作对图像定位算法的使用要求。

关键词：探测器组件拆除图像定位模板匹配 Halcon

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同步磁阻电机型控制棒驱动机构矢量控制技术研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 199-203页

作者：彭仁勇王金鑫青先国刘依依张建建刘亚男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

针对同步磁阻电机型控制棒驱动机构(CRDM)电磁高度耦合难以对输出力矩进行有效线性调节的问题,研究了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制技术。将同步磁阻电机CRDM的数学模型映射至同步旋转坐标系内,对输出电磁力矩与磁链进行解耦。通过励磁... 详细信息

针对同步磁阻电机型控制棒驱动机构(CRDM)电磁高度耦合难以对输出力矩进行有效线性调节的问题,研究了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制技术。将同步磁阻电机CRDM的数学模型映射至同步旋转坐标系内,对输出电磁力矩与磁链进行解耦。通过励磁电流与力矩电流的独立调节,实现输出力矩的线性控制。利用MATLAB/SIMULINK搭建了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制模型,对控制方案进行验证。仿真结果表明,本研究的控制方案具有更优的响应速度、稳态精度以及平稳性。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 同步磁阻电机坐标变换矢量控制

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基于小位移旋量的浮动式核电站反应堆装卸料定位误差分析与优化

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核动力工程 2022年第3期43卷 207-213页

作者：王炳炎陈书华安彦波董岱林湛卉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室成都610213

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换... 详细信息

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作,浮动式核电站由于运行环境特殊,其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量(SDT)的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析,采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式;采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析,给出了最大倾角与海浪参数的关系,对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化,并将其结果与试验数据进行了比较,相符性较好。

关键词：浮动式核电站装卸料定位小位移旋量(SDT) 误差

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溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 133-137页

作者：王喆张丹邹志强王宁宁杨未东都昱生态环境部核与辐射安全中心北京100082 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

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固... 详细信息

液体燃料反应堆(简称溶液堆)与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异,无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计,必须在设计之初引入概率安全分析(PSA)技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异,传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后,以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象,提出了溶液堆PSA安全目标,并建立了PSA技术框架,为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。

关键词：溶液堆概率安全分析安全目标

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超临界二氧化碳破口喷放特性数值分析

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哈尔滨工程大学学报 2024年第11期45卷 2195-2201页

作者：赵富龙魏瑞轩刘凯方华伟易经纬谭思超田瑞峰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重点实验室四川成都610041

超临界二氧化碳布雷顿循环系统在发生小破口事故时破口位置处因系统内外压差出现的复杂喷放现象尚未研究清楚。为探究不同上游滞止参数与管道长径比对喷放特性的影响,本文采用数值模拟方法开展三维压力容器小破口喷放现象研究。研究结... 详细信息

超临界二氧化碳布雷顿循环系统在发生小破口事故时破口位置处因系统内外压差出现的复杂喷放现象尚未研究清楚。为探究不同上游滞止参数与管道长径比对喷放特性的影响,本文采用数值模拟方法开展三维压力容器小破口喷放现象研究。研究结果表明:上游滞止压力升高或滞止温度降低引起质量流量增加,长径比增加时质量流量减少。上游滞止参数对流量的影响机理主要是参数变化引起密度发生较大改变从而影响喷放质量流量,管道长径比对流量的影响主要因为直径的变化。滞止压力升高时3组工况流量增加值相差5.3%,滞止温度降低时3组工况流量增加值相差90.7%,相比于压力对喷放流量的影响,温度对流量增加速率影响更为显著。

关键词：超临界流体二氧化碳压力容器泄漏滞止参数长径比质量流量计算流体力学核安全

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激光增材制造技术在堆内构件中的应用研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 233-237页

作者：王庆田李浩胡雪飞王仲辉朱明冬赵伟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

针对钴基合金手工钨级氩弧焊(TIG)堆焊出现的质量问题,开展了钴基合金增材制造工艺研究,尤其是激光增材制造工艺参数的优化研究,然后对钴基合金增材制造层进行一系列的硬度、耐磨性能、耐腐蚀性能等试验研究,并与手工TIG堆焊层性能进行... 详细信息

针对钴基合金手工钨级氩弧焊(TIG)堆焊出现的质量问题,开展了钴基合金增材制造工艺研究,尤其是激光增材制造工艺参数的优化研究,然后对钴基合金增材制造层进行一系列的硬度、耐磨性能、耐腐蚀性能等试验研究,并与手工TIG堆焊层性能进行对比。对比结果表明,激光增材制造层的组织更加细化,硬度更加均匀,耐磨性与耐腐蚀性能均优于手工TIG堆焊层。

关键词：钴基合金激光增材制造组织性能

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UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率模型研究

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原子能科学技术 2022年第9期56卷 1924-1931页

作者：钱立波陈伟余红星孙玉发熊青文邓坚刘余杜思佳黄涛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

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭... 详细信息

TRISO燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成,具有良好的裂变产物包容能力。TRISO燃料颗粒破损概率是表征TRISO燃料事故安全特性的关键参数。本文基于修正的PANAMA破损概率计算方法,在考虑UN核芯裂变气体释放导致的气体内压以及内外致密热解炭层辐照蠕变和收缩作用的基础上,开发了UN核芯TRISO燃料颗粒压力壳式破损概率计算方法,并采用IAEA基准题6和基准题9对模型进行了验证;基于开发的UN核芯TRISO颗粒破损概率计算方法,采用随机抽样统计方法分析了事故工况下UN核芯和包覆层设计参数(包括包覆层尺寸及密度)对UN核芯TRISO燃料颗粒破损概率的影响。研究结果显示,疏松热解炭(Buffer)层设计参数是影响TRISO颗粒破损概率的关键因素,可通过降低Buffer层尺寸及密度分布设计标准偏差的方法降低UN核芯TRISO燃料颗粒的破损概率。

关键词： TRISO燃料颗粒 UN核芯破损概率理论模型

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UO_(2)燃料裂变气体渗流模型研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 226-231页

作者：李文杰齐飞鹏孙丹辛勇李权李垣明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 中国核动力研究设计院成都610213

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究... 详细信息

为分析UO_(2)燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程,从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题,采用二维渗流模型模拟UO_(2)燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究结果表明,渗流模型预测沿芯块径向的裂变气体释放份额在芯块中间部分出现局部峰值,并随着时间向芯块外侧推进,与辐照试验观察到不同燃耗下径向裂变气体分布现象定性符合。因此,本研究建立的渗流模型能够从机理上解释此前扩散模型未能预测的UO_(2)燃料裂变气体释放份额沿径向非单调分布现象。

关键词：模拟核燃料裂变气体释放渗流

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小型中微子探测器研究进展

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科技导报 2023年第11期41卷 105-112页

作者：黄迁明李兰吕焕文应栋川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

小型中微子探测器在核电厂监测、核潜艇探测、地球物理研究方面具有广泛的应用前景。综述了小型中微子探测器的研制进展,介绍了中微子的种类以及地球中微子、太阳中微子、反应堆中微子的来源和探测原理,针对固体闪烁体、液体闪烁体等探... 详细信息

小型中微子探测器在核电厂监测、核潜艇探测、地球物理研究方面具有广泛的应用前景。综述了小型中微子探测器的研制进展,介绍了中微子的种类以及地球中微子、太阳中微子、反应堆中微子的来源和探测原理,针对固体闪烁体、液体闪烁体等探测器类型,以及中微子相干散射、反β衰变等不同探测原理,梳理了国内外探测技术发展现状以及现有小型中微子探测器样机,分析了不同探测器的结构组成及探测能力,总结出基于固体塑料闪烁体的反β衰变探测器是理想的小型中微子探测器,探讨了小型中微子探测器的发展脉络及前景,提出中国需要开发具有自主知识产权的小型中微子探测器的建议。

关键词：小型中微子探测器反β衰变中微子相干散射地球物理反应堆监测

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压水堆堆芯核设计软件包TORCH V2.0的验证与确认

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原子能科学技术 2022年第11期56卷 2415-2421页

作者：张斌李庆蔡云刘琨秦雪王诗倩吉文浩郭锐赵晨彭星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

TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电... 详细信息

TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电厂部分循环启动物理试验数据及核电厂运行数据对TORCH V2.0软件包进行验证与确认研究,对比的主要参数包括启动物理试验中的临界硼浓度、控制棒积分价值、硼微分价值及等温温度系数和核电厂运行过程中的临界硼浓度、组件径向功率、热点因子及焓升因子。数值结果表明:针对主流的方形栅格压水堆核电厂,TORCH V2.0软件包具有可靠的压水堆堆芯计算能力;对于启动物理试验和电厂运行过程中的主要参数,TORCH V2.0软件包具有较高计算精度,符合堆芯核设计验收准则。

关键词：堆芯核设计启动物理试验核电厂运行数据验证与确认

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