检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第S01期44卷 9-13页

作者：甯忠豪王连杰卢迪夏榜样黄彦平陈兴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中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设计,通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计,提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明,本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 中国超临界水冷堆(CSR1000) 超临界技术示范堆(CSR150)

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全谱系中子学计算程序FSAR的研发进展及其共振方法初步验证

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 26-34页

作者：张斌王连杰卢迪赵晨刘佳艺核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院四川成都610041

为满足覆盖广域中子能量范围的先进反应堆研发需求,中国核动力研究设计院开发了先进反应堆全谱系中子学计算程序FSAR。FSAR程序是基于确定论两步法计算策略、由二维截面生成计算程序和三维堆芯计算程序组成的中子学计算程序。二维截面... 详细信息

为满足覆盖广域中子能量范围的先进反应堆研发需求,中国核动力研究设计院开发了先进反应堆全谱系中子学计算程序FSAR。FSAR程序是基于确定论两步法计算策略、由二维截面生成计算程序和三维堆芯计算程序组成的中子学计算程序。二维截面生成程序采用超细群条件下的子群方法进行共振自屏效应处理,在共振计算中嵌入特征线方法求解慢化方程以获得精确的共振自屏截面。在截面生成计算中采用特征线方法求解二维组件的中子通量密度,从而获得少群均匀化截面。全谱系先进反应堆中子能量跨度大,不同的中子平均自由程导致了全堆芯局部非均匀性和全局空间耦合效应强烈。为更好地处理上述效应,截面生成计算中采用了超均匀化方法和泄漏修正模型进行均匀化截面修正。堆芯计算程序采用离散纵标法进行三维中子输运计算,采用微观燃耗计算方法模拟堆内全寿期内各核素的消耗和累积。本文采用快谱、中间能谱及热谱条件下的计算问题对FSAR程序共振计算方法进行了初步验证。计算结果表明,对于不同能谱条件下的测试问题,FSAR程序均能够获得与参考解符合较好的有效共振截面,具备良好的全中子能谱共振效应处理能力。

关键词：全谱系先进反应堆二维截面生成计算三维堆芯计算共振自屏效应

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数字反应堆平台架构设计及模块化技术研究

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核动力工程 2024年第S2期45卷 14-19页

作者：郝江涛李松蔚曾未刘承敏方浩宇刘佳袁鹏陈迪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

基于架构描述方法和模块化描述方法,结合核反应堆研发特点与基于模型的系统工程理论方法,开展数字反应堆平台架构设计及模块化关键技术研究,通过对数字反应堆平台承载的模型、算法、数据、流程,以及以超级计算机为核心的复杂异构软硬件... 详细信息

基于架构描述方法和模块化描述方法,结合核反应堆研发特点与基于模型的系统工程理论方法,开展数字反应堆平台架构设计及模块化关键技术研究,通过对数字反应堆平台承载的模型、算法、数据、流程,以及以超级计算机为核心的复杂异构软硬件环境进行分析,提出数字反应堆平台的业务架构、应用架构、数据架构及技术架构设计,指导数字反应堆平台研发。通过数字反应堆平台功能验证,表明在数字反应堆平台架构指引下,平台具有可重构性、可重用性、可扩展性和健壮性,开发形成的各项功能均能满足工程使用需求,其架构设计实践对后续复杂系统平台设计具有重要指导意义。

关键词：数字反应堆架构设计模块化基于模型的系统工程(MBSE)

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反应堆系统遇水下爆炸载荷环境与关键设备陆地冲击试验载荷匹配研究

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原子能科学技术 2023年第S01期57卷 119-128页

作者：熊夫睿张文正刘帅袁志豪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

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载... 详细信息

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。

关键词：反应堆系统水下爆炸载荷环境陆地冲击试验载荷匹配

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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

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原子能科学技术 2023年第1期57卷 185-191页

作者：姜露张丽屏傅孝龙孙英学刘文进杨宇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

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 详细信息

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。

关键词：压力容器主密封瞬态条件主螺栓应力密封分离量累积塑性变形

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堆芯熔融事故下RPV复杂力学行为数值模拟研究

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核动力工程 2024年第S2期45卷 168-173页

作者：李辉张毅雄白晓明邵雪娇傅晓龙庾明达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

在反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)后,堆芯熔融物将对反应堆压力容器(RPV)下封头产生烧蚀作用,为此模拟和分析在堆芯熔融事故下RPV内壁的烧蚀及复杂力学行为对于RPV的设计、事故预防和缓解都具有重要意义。本文首先给出了近场动力学方法分... 详细信息

在反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)后,堆芯熔融物将对反应堆压力容器(RPV)下封头产生烧蚀作用,为此模拟和分析在堆芯熔融事故下RPV内壁的烧蚀及复杂力学行为对于RPV的设计、事故预防和缓解都具有重要意义。本文首先给出了近场动力学方法分析含裂纹扩展的热力耦合问题的积分列式。其次,在近场动力学方法框架下,提出了一种简便和高效的移动边界模型。其中,通过引一个标量场来直接表征物质点的烧蚀状态,使得在计算过程中不需要不断地更新计算域,从而提高计算效率。最后,采用该方法模拟了堆芯熔融物对RPV内壁的动态烧蚀和RPV在内压作用下的裂纹扩展,计算结果表明在堆芯熔融事故下RPV中同时存在弹性变形和塑性变形,而且还存在损伤断裂等复杂力学行为。

关键词：近场动力学热力耦合烧蚀移动边界数值模拟

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基于大数据的燃料棒破损诊断方法研究

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核动力工程 2024年第S2期45卷 150-155页

作者：景福庭吕焕文唐松乾魏江林李兰夏明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

核电厂燃料棒破损诊断(FRDD)是核电业主和核安全监管关注的重要问题。将大数据和近邻算法用于燃料棒破损诊断,并开发了压水堆燃料棒破损诊断软件,采用核电厂燃料棒破损的运行实例和理论例题进行了软件验证。验证结果为:①燃料棒破口尺... 详细信息

核电厂燃料棒破损诊断(FRDD)是核电业主和核安全监管关注的重要问题。将大数据和近邻算法用于燃料棒破损诊断,并开发了压水堆燃料棒破损诊断软件,采用核电厂燃料棒破损的运行实例和理论例题进行了软件验证。验证结果为:①燃料棒破口尺寸类别分析方面,80%的分析结果与例题保持一致;②破损燃料棒数目分析方面,分析结果与例题的最大偏差为1根。基于大数据和近邻算法的压水堆燃料棒破损诊断方法,可以给出更接近实际破损情形的诊断结果,及时发现燃料棒的破损以及破损状态的变化,为反应堆燃料棒破损后的运行决策和辐射防护提供可靠依据,在确保安全的前提下提升核电厂运行的经济性。

关键词：燃料棒破损诊断方法大数据

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基于机器学习的核电仪控系统关键芯片温度预测

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西南交通大学学报 2024年

作者：汪凡雨王东伟邓强赵阳严浩陈起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

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进... 详细信息

对核安全级仪控系统的控制保护柜在不同环境温度下开展试验，探索柜内热学特性与关键芯片（CPU和FPGA）的稳态温度（steady-state temperature，SST）变化特征。利用有限元分析模拟试验过程，并同试验结果进行对比以验证模型准确性。进而基于有限元模型模拟不同工况下的芯片SST值并生成样本集，采用四种不同的机器学习算法对不同工况下的CPU和FPGA的SST进行预测。研究结果表明，在环境温度为20℃时，CPU和FPGA的SST分别为37.5℃和33.5℃；而当环境温度为55℃时，CPU和FPGA的SST上升至为72℃和68℃。有限元分析结果能够很好地模拟试验现象，计算所得芯片SST同试验结果吻合较好。利用有限元模型计算得到100组工况下CPU和FPGA的SST值，采用M-SVR、XGBoost、ANN以及BRR四种算法，对不同工况下CPU和FPGA的SST进行学习预测。结果表明，四种算法模型均能够对芯片SST进行预测，其中ANN算法在测试集上的预测性能最佳，其MSE值小于0.15%，R2大于0.99，泛化能力最强。相比之下，其他三种模型对于高SST的样本预测虽然表现出较好的预测性能，但是对于低SST样本的预测误差较大，尤其是XGBoost模型，其预测误差高达3.65℃。本研究为核安全级控制系统的芯片SST预测提供了一种新方法，为提高核级仪控系统的可靠性提供理论基础。

关键词：核安全级仪控系统热学特性芯片温度有限元分析机器学习

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基于改进CWT-CNN的核电厂传感器故障诊断研究

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核动力工程 2024年第S2期45卷 156-162页

作者：邓志光李政希何亮吴茜朱加良朱毖微徐涛王海麟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

核电厂传感器故障后果严重,而核电厂一回路系统和设备的固有复杂性为基于精确数学模型的传感器故障诊断带来了困难。本文提出了一种将深度学习算法与时频分析相结合的核电厂传感器智能故障诊断方法,将信号识别问题转化为图像识别问题。... 详细信息

核电厂传感器故障后果严重,而核电厂一回路系统和设备的固有复杂性为基于精确数学模型的传感器故障诊断带来了困难。本文提出了一种将深度学习算法与时频分析相结合的核电厂传感器智能故障诊断方法,将信号识别问题转化为图像识别问题。先利用连续小波变换(CWT)对核电厂典型传感器7种常见健康状态的时序信号进行处理,以生成捕捉故障信号特征的时频图;然后以预处理和标记的数据集训练经通道注意力机制(CA)改进的卷积神经网络(CNN)模型,提取时频图的细微图像特征,基于这些特征识别和隔离传感器故障。该方法不需建模和设计阈值,鲁棒性强,准确率达到97%以上,通过与长短期记忆(LSTM)神经网络、一维卷积神经网络(1D-CNN)等典型深度学习网络的诊断效果对比,验证了改进CWT-CNN的有效性和优越性。

关键词：核电厂传感器故障诊断时频图卷积神经网络(CNN) 通道注意力机制(CA)

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基于MOPSO算法的自感式棒位探测器端部补偿多目标优化设计

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核动力工程 2025年第1期46卷 238-246页

作者：张艺璇唐健凯罗凌雁吴昊唐源王益明徐奇伟重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆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成都610213

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线... 详细信息

自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线圈的多目标优化设计方法:(1)建立端部补偿线圈电感数学模型;(2)采用多目标粒子群优化(MOPSO)算法对补偿线圈结构进行多目标优化;(3)利用熵权法和模糊综合评价法对多个优化目标客观赋权并进行综合评价,选取一组折中最优设计方案,从而快速有效地确定补偿线圈的最优结构参数。通过有限元仿真对比补偿前后结果,发现经过端部补偿后,不仅电感灵敏度提高了28.6%,最大线性拟合误差也降低了45.8%;最后,进行样机实验,结果显示端部补偿后的探测线圈电感灵敏度为0.18 mH/10 mm,最大线性拟合误差小于0.18 mH,可实现10 mm的测量精度,验证了端部补偿线圈多目标优化设计方案的有效性。本文为其在模块化小型反应堆中的应用提供了优化设计理论基础。

关键词：反应堆自感式棒位探测器端部补偿多目标粒子群优化(MOPSO) 多目标优化

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