检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第1期42卷 133-137页

作者：焦猛蔡琦张黎明杨晓晨张永发海军工程大学核科学技术学院武汉430033 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

针对采集的控制棒驱动机构(CRDM)振动信号中存在非平稳、强噪声失真信号,提出一种基于评价函数和误差反向传播(BP)网络的CRDM滚轮状态评估方法。信号经半软阈值去噪、局部均值分解(LMD)提取特征向量,特征向量组成的样本集经BP网络进行... 详细信息

针对采集的控制棒驱动机构(CRDM)振动信号中存在非平稳、强噪声失真信号,提出一种基于评价函数和误差反向传播(BP)网络的CRDM滚轮状态评估方法。信号经半软阈值去噪、局部均值分解(LMD)提取特征向量,特征向量组成的样本集经BP网络进行状态识别,引入评价函数对状态识别结果进行评价,依据评价结果进行失真样本剔除,保留新形成的样本集进行状态识别。结果表明,基于评价函数和BP网络的CRDM滚轮状态评估方法能有效对滚轮缺陷状态进行识别,解决了控制棒驱动机构滚轮状态难以进行准确识别的问题。

关键词：控制棒驱动机构 BP网络状态识别评价函数

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某核电厂在役机组向扩建机组辅助变压器临时消防供水的研究与实施

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建筑安全 2023年第11期38卷 38-42页

作者：陈杰肖安洪曾辉靳津郭文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

核电厂扩建工程(二期)正式消防系统未建成期间,需满足其辅助变压器等区域的临时消防需求。以某核电厂为例,介绍了其利用一期在役核电机组的消防供水系统向二期扩建工程供水的处理方案。基于对相关规范标准的研究,通过现场勘查、水力计... 详细信息

核电厂扩建工程(二期)正式消防系统未建成期间,需满足其辅助变压器等区域的临时消防需求。以某核电厂为例,介绍了其利用一期在役核电机组的消防供水系统向二期扩建工程供水的处理方案。基于对相关规范标准的研究,通过现场勘查、水力计算、方案论证和比选,该工程创新性地制定了从已建机组在运消防系统引水,并采用两台临时增压泵增压以保证供水的流量和压力的方案。该方案经验证经济性好、安全可靠,满足技术要求,经实践证明达到了预期效果。

关键词：临时消防供水辅助变压器消防增压泵消防水力计算

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固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价

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原子能科学技术 2020年第3期54卷 409-420页

作者：钱立波余红星孙玉发邓坚吴丹李仲春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

等效导热系数(ETC)是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k c、分散相导热系数k d、分散相填充率∅、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等... 详细信息

等效导热系数(ETC)是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k c、分散相导热系数k d、分散相填充率∅、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等效导热系数计算模型,但这些模型在预测固-固二元复合材料等效导热系数时仍存在较大的不确定性,因此,应根据不同的应用工况选择预测精度较高的等效导热系数计算模型。本文首先总结了目前广泛应用的颗粒状分散相固-固二元复合材料等效导热系数预测方法,包括已有经验或理论模型、最小热阻法、热阻网络法、数值模拟方法、渐进均匀化方法、逾渗理论方法等,然后基于国内外开展的固-固二元复合材料等效导热系数实验或数值模拟结果,综合评价已有经验或理论模型,给出不同应用工况下预测精度较高的等效导热系数经验或理论模型。

关键词：固-固二元复合材料等效导热系数模型评价

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蒸汽发生器稳态及瞬态热工特性计算方法探析

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科技视界 2023年第10期 7-10页

作者：张玉龙李磊袁宏刘明皓刘航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

为获得华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器在瞬态工况下的热工水力参数的变化规律,对立式倒U形管式自然循环型蒸汽发生器的动态特性计算方法进行了研究。经过合理的简化和假设,建立了蒸汽发生器一次侧和二次侧的计算分析理论模型,二次... 详细信息

为获得华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器在瞬态工况下的热工水力参数的变化规律,对立式倒U形管式自然循环型蒸汽发生器的动态特性计算方法进行了研究。经过合理的简化和假设,建立了蒸汽发生器一次侧和二次侧的计算分析理论模型,二次侧两相流采用考虑汽相和液相速度滑移的均相流模型。针对建立的模型给出了数值求解过程,并选择ZH-65型蒸汽发生器10%阶跃降负荷这一典型的瞬态工况进行求解。求解结果与CATIA2等具有成熟工程使用经验的程序计算结果相比吻合较好,表明了本文理论模型和计算方法的正确性,用于工程计算分析是可行的。

关键词：蒸汽发生器热工水力瞬态两相流

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压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 198-203页

作者：曾未王杰黄涛陈伟丁书华邓程程杨军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 华中科技大学能源与动力工程学院武汉430074

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不... 详细信息

大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故,对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验(LOFT)的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算,并应用德国反应堆安全研究所(GRS)不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析;给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带,并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明,对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性,为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

关键词：失水事故试验不确定性分析方法 GRS方法 RELAP5 现象识别

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基于蒙特卡罗法的缓发中子探测装置设计

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 341-344页

作者：李进卓祥林杨振雷蒋天植何亮朱宏亮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

为提高缓发中子探测装置的灵敏度,设计了基于蒙特卡罗法的缓发中子探测装置。采用蒙特卡罗N⁃粒子传递代码(MCNP)程序和Geant4程序解决复杂螺旋管建模难点问题,完成基于BF3探测器的缓发中子探测装置模型建立及粒子输运设计,从而计算缓发... 详细信息

为提高缓发中子探测装置的灵敏度,设计了基于蒙特卡罗法的缓发中子探测装置。采用蒙特卡罗N⁃粒子传递代码(MCNP)程序和Geant4程序解决复杂螺旋管建模难点问题,完成基于BF3探测器的缓发中子探测装置模型建立及粒子输运设计,从而计算缓发中子探测效率。计算结果表明,可能由于MCNP和Geant4程序对H原子的慢化数据库或物理模型不一致,引起两种方法计算的结果误差为17%。但BF3探测器对螺旋管内中子探测效率均较高,不影响缓发中子探测装置的螺旋管状源项设计。该设计对中子探测装置的效率设计具有一定的借鉴意义。

关键词：蒙特卡罗 Geant4程序螺旋管探测效率探测器中子

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CF3燃料棒用包壳腐蚀性能研究

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中国科技纵横 2023年第4期 59-62,67页

作者：邢硕蒲曾坪焦拥军张坤张林秋博文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

针对自主研发的CF3燃料组件用包壳,基于锆合金腐蚀机理,通过分析堆内外腐蚀数据,开展了包壳腐蚀性能研究,建立了CF3燃料组件用包壳的腐蚀模型,并研究了模型的不确定性.验证结果表明最佳估算模型可以较好地描述CF3燃料组件用包壳的腐蚀性... 详细信息

针对自主研发的CF3燃料组件用包壳,基于锆合金腐蚀机理,通过分析堆内外腐蚀数据,开展了包壳腐蚀性能研究,建立了CF3燃料组件用包壳的腐蚀模型,并研究了模型的不确定性.验证结果表明最佳估算模型可以较好地描述CF3燃料组件用包壳的腐蚀性能,上界模型具有包络性.

关键词： CF3 燃料棒腐蚀性能包壳

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核电仪控系统平台器件级兼容性设计研究

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 246-250页

作者：陈美远刘艳阳朱宏亮何正熙何亮郑杲王春蕾刘依依王昭苏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

针对国际电子元器件市场形势复杂多变的现状,结合核电行业面临的挑战与机遇,提出了核电仪控系统平台器件级兼容性设计研究。通过分析核电仪控系统平台兼容性设计需求及国产器件行业的总体情况,梳理出了中央控制器、通用微控制器、可编... 详细信息

针对国际电子元器件市场形势复杂多变的现状,结合核电行业面临的挑战与机遇,提出了核电仪控系统平台器件级兼容性设计研究。通过分析核电仪控系统平台兼容性设计需求及国产器件行业的总体情况,梳理出了中央控制器、通用微控制器、可编程逻辑器件三类主要器件,并对三类器件的国产供应商和系列产品情况进行了介绍。明确了现有国产器件的系列产品和性能可有力支撑核电仪控系统平台器件级兼容性设计研究。提出了依托行业联盟牵头建立核电仪控行业通用的国产器件验证评价体系和优选目录,并详细阐述了验证评价体系和优选目录建立的主要环节、要素和方法。该研究的成果可推动核电仪控系统平台器件级兼容性设计进程,促进我国核电仪控全行业的高质量快速发展。

关键词：核电仪控系统平台器件级兼容性设计行业联盟验证评价体系优选目录

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压水堆堆顶结构通风方案设计分析方法研究

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广东化工 2024年第9期51卷 101-104页

作者：李浩何培峰李红鹰李海颖余志伟曹立彦核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610000 中国核动力研究设计院四川成都610000

为进一步缩短换料大修时间以提升核电厂经济性,需要对反应堆堆顶结构的通风方案开展优化改进。针对堆顶结构的通风优化改进涉及多专业的复杂性,为此提出了一套面向正向设计的堆顶结构通风方案设计分析方法。该方法通过建立覆盖各专业需... 详细信息

为进一步缩短换料大修时间以提升核电厂经济性,需要对反应堆堆顶结构的通风方案开展优化改进。针对堆顶结构的通风优化改进涉及多专业的复杂性,为此提出了一套面向正向设计的堆顶结构通风方案设计分析方法。该方法通过建立覆盖各专业需求的需求条目,对优化方案进行影响分析,明确后续需开展的仿真计算和分析工作,最终通过对优化方案的流场及温场仿真分析以论证方案的可行性,并明确后续优化方向。本研究为堆顶结构通风冷却方案的优化提供了系统化的设计分析方法,可推广应用于类似的核电设备优化设计中。

关键词：堆顶结构通风冷却设计分析功能需求分析

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反应堆中子倍增特性分析及标定技术研究

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南华大学学报（自然科学版） 2023年第5期37卷 52-55,74页

作者：高志宇黄有骏罗庭芳孙琦龚涛波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

针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,... 详细信息

针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,结合中子探测器输出信号微弱的特点,提出了基于数字技术实现反应堆周期信号模拟的方案。方案包括硬件和软件两方面,识别了关键问题,并设计解决了高精度定时和微弱信号输出问题。同时,研究了仪表的标定方法并按方法对反应堆周期信号输出的性能进行测试。在反应堆周期值为2 s~999 s的范围内,选取7个反应堆周期值进行测试,测试偏差绝对值的最大值为0.45%。

关键词：反应堆周期信号发生标定技术

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