检索结果-内蒙古大学图书馆

核电子学与探测技术 2015年第10期35卷 1043-1047页

作者：水璇璇吴一纯吴志强蔡源凤胡剑全郝俊伟杨永祥厦门大学能源学院厦门361102 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610041 上海核工程研究设计院电气仪控所上海200233

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采... 详细信息

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采用通用验证方法学(UVM)和第三方仿真工具确保硬件描述语言(HDL)代码获得100%的测试覆盖率,借助核电厂原理模拟机开展集成测试。研究结果为FPGA反应堆保护系统的开发、V&V和评审提供了理论和技术参考。

关键词：保护系统现场可编程门阵列验证与确认反应堆原理模拟机

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压水堆燃料破损概述

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消费导刊 2016年第7期 305-305页

作者：高士鑫张坤吕亮亮秦勉郭子萱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

燃料是核反应堆最要的堆芯部件，反应堆燃料的破损直接影响反应堆运行的安全性和经济性。本文介绍了燃料破损对电厂经济性的影响，总结了几种常见的破损原因及相关机理，并提出改进措施。

关键词：压水堆燃料破损晶粒边界分离

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热处理组织影响瑞利波评价碳钢表层应力的研究

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材料热处理学报 2015年第10期36卷 236-240页

作者：刘彬缪文炳王小京乔岩欣董世运杨敏江苏科技大学材料科学与工程学院江苏镇江212003 装甲兵工程学院再制造技术重点实验室北京100072 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

基于瑞利波声弹性系数标定试验,采用一发一收瑞利波探头采集瑞利波信号,结合瑞利波信号分析探讨了热处理组织影响碳钢表层应力评价的机理。结果表明,随碳钢晶粒尺寸增大,瑞利波声弹性系数略有增大,瑞利波信号间时间差-载荷曲线的转折点... 详细信息

基于瑞利波声弹性系数标定试验,采用一发一收瑞利波探头采集瑞利波信号,结合瑞利波信号分析探讨了热处理组织影响碳钢表层应力评价的机理。结果表明,随碳钢晶粒尺寸增大,瑞利波声弹性系数略有增大,瑞利波信号间时间差-载荷曲线的转折点载荷越接近试样弹性极限载荷,高载荷阶段瑞利波信号间时间差波动随载荷增大略有增大。分析认为,晶粒尺寸增大导致试样塑性变形能力下降、试样表面粗糙度及瑞利波探头与试样耦合质量是导致上述结果的重要原因。

关键词：瑞利波表层应力碳钢组织声弹效应

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系统压力对间歇式流动沸腾特性影响的实验研究

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核科学与工程 2015年第4期35卷 616-623页

作者：陈金波杨生兴佟立丽曹学武邓坚曾未上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 中国核动力研究设计院核反应堆设计技术国家重点实验室成都610041

以去离子水为工质，采用2×2加热棒束，在0～0．3MPa压力范围内，对内径为50mm竖直加热通道内的间歇式流动不稳定现象进行了实验研究，提出了间歇式过热沸腾现象的发生机理，分析了系统压力对间歇式流动沸腾特性的影响。结果表明，... 详细信息

以去离子水为工质，采用2×2加热棒束，在0～0．3MPa压力范围内，对内径为50mm竖直加热通道内的间歇式流动不稳定现象进行了实验研究，提出了间歇式过热沸腾现象的发生机理，分析了系统压力对间歇式流动沸腾特性的影响。结果表明，加热通道内热量积聚和液体过热是导致间歇式流动沸腾现象发生的必要条件，当输入系统的热流密度一定，接近于常压状态时，可以明显地观察到间歇式流动沸腾现象；但是随着系统压力的增大，间歇式流动过程逐渐被抑制，间歇式沸腾强度逐渐减弱；当系统压力增大到0．3MPa时，这种现象完全消失，间歇式流动沸腾转变为另一种高频率振荡的流动不稳定现象。

关键词：竖直通道系统压力间歇喷涌流动不稳定性

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基于模糊思想的核电厂多输入数据处理算法研究

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核科学与工程 2015年第4期35卷 785-789页

作者：黄奇孙剑王玮张瑞张英王殳陈柯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610041 中国第二重型机械集团公司成都工程技术有限公司成都610052

随着全数字化仪控技术在核电领域的全面应用,核电仪控系统设计的更新换代已成为可能,充分利用数字化仪控平台的强大处理能力,优化仪控系统设计,以取得更好的监测和控制效果。为了提高可靠性,反应堆控制系统设计普遍采用多输入冗余信号... 详细信息

随着全数字化仪控技术在核电领域的全面应用,核电仪控系统设计的更新换代已成为可能,充分利用数字化仪控平台的强大处理能力,优化仪控系统设计,以取得更好的监测和控制效果。为了提高可靠性,反应堆控制系统设计普遍采用多输入冗余信号。针对多输入信号的有效性计算,本文提出一种基于模糊思想的加权处理算法,相比传统的设计能够有效减弱测量通道数据漂移带来的影响。文章针对单测量通道漂移进行了仿真对比分析,证明了所提出算法的有效性。

关键词：反应堆控制模糊权重参数多输入数据处理

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改善研究堆用铝合金包壳抗腐蚀性能的研究

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核科学与工程 2015年第4期35卷 718-722页

作者：辛勇谢清清李垣明周毅蒋有荣杨勇王志斌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 中核北方核燃料元件有限公司内蒙古包头014035

本文选择研究试验堆用6061Al合金进行阳极氧化和水煮表面预处理后,开展200℃、1.85 MPa的水腐蚀试验。试验结果表明随着预生膜厚度的增加,相同腐蚀时间下生成的氧化膜厚度越大,腐蚀增重也越大。相比于阳极氧化,水煮预处理的工艺较为简单... 详细信息

本文选择研究试验堆用6061Al合金进行阳极氧化和水煮表面预处理后,开展200℃、1.85 MPa的水腐蚀试验。试验结果表明随着预生膜厚度的增加,相同腐蚀时间下生成的氧化膜厚度越大,腐蚀增重也越大。相比于阳极氧化,水煮预处理的工艺较为简单,形成的预生膜厚度较小。从提高铝合金抗腐蚀性能的角度出发,应优先采用水煮预处理的方式。

关键词：研究堆铝合金预处理

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基于MCNP-ORIGEN2耦合程序的小型行波堆堆芯概念设计

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核技术 2015年第8期38卷 89-94页

作者：侯景景王世庆蔡云汪占河向茜刘海峰核工业西南物理研究院成都610041 成都理工大学工程技术学院乐山614000 清华大学工程物理系北京100084 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

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参... 详细信息

研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。

关键词：行波堆 MCNP ORIGEN2 耦合堆芯设计小堆

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基于MELCOR的HE-FUS3实验模拟及氦气冷却系统安全初步分析

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科学技术与工程 2015年第30期35卷 23-29页

作者：崔世杰王杰卢庆张大林田文喜秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室核科学与技术系西安710049 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610041

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继... 详细信息

MELCOR程序是由美国Sandia国立实验室为美国核管会开发,用于模拟轻水堆严重事故进程主要现象的一体化系统软件。针对HE-FUS3氦气实验回路进行了建模和计算分析,取得了良好的结果。该成果可为氦气冷却系统安全分析提供初步的参考;并将继续扩展使用于ITER氦冷包层系统安全分析。首先利用MELCOR对HE-FUS3氦气实验回路进行建模,对LOFA30失流事故进行了稳态及瞬态分析;并将MELCOR程序计算值与实验值进行了对比。结果显示:通过MELCOR对实验回路建模得到的LOFA30失流事故稳态计算值与CATHARE 2参考值大体一致;在失流事故的瞬态进程中,大部分热工水力参数计算值均与实验值符合较好。结果证明利用MELCOR程序对HE-FUS3实验回路整体建模的可靠性很高,通过MELCOR程序计算,用于分析氦气冷却系统安全性的数据准确,可靠,可以继续使用MELCOR对该领域进行更为深入,系统的研究和分析。

关键词： MELCOR 失流事故氦冷包层 HE-FUS3实验

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蒸汽发生器传热管与管板焊缝应力和疲劳分析

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机械工程师 2015年第11期 183-186页

作者：苏东川邵雪娇邝临源杜娟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

蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备之一,其中的传热管与管板一般采用胀管加焊接的方式保证密封性。传热管与管板之间的焊缝的几何尺寸小,应力情况复杂,同时该位置极易发生泄漏,因此该焊缝的应力分析与评价是核电厂安全的重要基础。文... 详细信息

蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备之一,其中的传热管与管板一般采用胀管加焊接的方式保证密封性。传热管与管板之间的焊缝的几何尺寸小,应力情况复杂,同时该位置极易发生泄漏,因此该焊缝的应力分析与评价是核电厂安全的重要基础。文中采用有限元方法对传热管和管板焊缝进行了应力分析,分析中采用了多孔板等效、刚度等效和孔边环向应力等效等多种方法,简化了模型的复杂度,计算得到了各种工况下的应力情况,并按照ASME规范对其进行了评定。

关键词：蒸汽发生器焊缝应力分析

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ITER真空室内部构件安装技术简介

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科技传播 2016年第6期8卷 163-165页

作者：湛卉瓮松峰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

国际热核聚变实验堆计划,简称ITER计划,其目标是验证和平利用聚变能技术的可行性。本文简单介绍了核聚变原理、核聚变容器、ITER实验堆、ITER真空室等,重点对真空室内部主要安装设备和安装活动进行介绍。

关键词：热核聚变真空室安装设备安装活动

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