检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2025年第1期46卷 183-190页

作者：张乐福黄涛苏豪展高阳郭相龙沈朝陈凯上海交通大学核科学与工程学院上海200240 中国原子能科学研究院北京102413 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 上海交通大学材料科学与工程学院上海200240

超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、结构简单等技术优势,是第四代核能系统国际论坛推荐的6个堆型之一。本文首先回顾了SCWR的包壳设计要求和主要性能挑战,然后对经过较多测试的商用候选包壳材料的均匀腐蚀、应力腐蚀及辐照性能进行了回顾。铁素体/马氏体(F/M)钢、奥氏体不锈钢及镍基合金均存在某方面的性能不足。最后,介绍了近年来新兴的SCWR候选包壳材料,包括新型含铝奥氏体不锈钢、氧化物弥散强化钢、梯度材料及其他组织改进技术的研究进展。

关键词：超临界水冷堆燃料包壳材料均匀腐蚀应力腐蚀开裂

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华龙一号反应堆探测器组件拆除系统定位技术研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 161-166页

作者：安彦波余志伟李娜王炳炎熊思勇张安锐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

华龙一号反应堆探测器组件拆除过程中,首先需对待拆除探测器组件进行定位。本文首先提出探测器组件拆除过程中的定位要求,然后结合探测器组件拆除工艺对定位系统进行分析,提出全闭环视觉伺服定位方法,该方法定位精度高,满足拆除装置定... 详细信息

华龙一号反应堆探测器组件拆除过程中,首先需对待拆除探测器组件进行定位。本文首先提出探测器组件拆除过程中的定位要求,然后结合探测器组件拆除工艺对定位系统进行分析,提出全闭环视觉伺服定位方法,该方法定位精度高,满足拆除装置定位精度要求;同时可保证探测器组件在提升过程中偏斜角度较小,减少对机械密封接头的磨损。

关键词：探测器组件探测器组件拆除机器视觉全闭环定位

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矩形通道双群组界面浓度输运模型验证分析

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核动力工程 2023年第S02期44卷 74-79页

作者：于洋芦韡王文林宋小明曾辉郭凤晨李仲春孙梓彬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 深圳技术大学中德智能制造学院深圳518118

为了验证矩形通道双群组界面浓度输运模型的准确性与适用性,采用四探头电导探针测量方法,对竖直条件下矩形通道内气液两相界面输运特性开展了试验研究,获得了大量时均空泡份额、界面浓度等试验数据。试验在常温常压条件下进行,工质为空... 详细信息

为了验证矩形通道双群组界面浓度输运模型的准确性与适用性,采用四探头电导探针测量方法,对竖直条件下矩形通道内气液两相界面输运特性开展了试验研究,获得了大量时均空泡份额、界面浓度等试验数据。试验在常温常压条件下进行,工质为空气-水,本体采用透明亚克力材质,尺寸为10 mm×200 mm,气、液相折算速度范围分别为0.047~2.014 m/s和0.315~4.416 m/s,流型范围覆盖泡状流、帽状湍流和搅混流区域。在此基础上,选取了8种试验工况对矩形通道双群组界面浓度输运模型进行验证,对影响界面浓度输运模型的气泡相互作用机制进行了分析。结果表明,群组1和群组2气泡界面浓度和空泡份额相对误差均在±10%以内,验证了矩形通道双群组界面浓度输运模型的正确性。

关键词：矩形通道界面浓度空泡份额双群组界面浓度输运模型

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ALSTM-GPC在核电厂协调控制系统中的应用

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核动力工程 2021年第S02期42卷 41-47页

作者：邓志光青先国吴茜郑晓朱毖微朱加良吕鑫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

针对常规比例积分微分(PID)控制器面对复杂系统时控制效果欠佳的问题,充分结合深度学习在特征提取、回归预测以及预测控制在处理多变量、强耦合等问题的优势,先通过ALSTM深度网络构建预测模型控制器,该预测模型以对象一维时序信号作为输... 详细信息

针对常规比例积分微分(PID)控制器面对复杂系统时控制效果欠佳的问题,充分结合深度学习在特征提取、回归预测以及预测控制在处理多变量、强耦合等问题的优势,先通过ALSTM深度网络构建预测模型控制器,该预测模型以对象一维时序信号作为输入,以长短期记忆网络(LSTM)完成特征提取,然后通过引入注意力机制,对LSTM提取特征的权重参数进行优化,筛选保留目标特征,滤除冗杂特征,实现精准提取有效时序特征。再将广义预测控制(GPC)作为滚动优化控制器,搭建注意力长短期记忆网络-广义预测控制器(ALSTM-GPC)。随后在核电站双入双出多变量协调控制系统进行仿真实验,通过设定值扰动、内扰以及外扰等一系列仿真实验的验证,与常规PID控制相比,ALSTM-GPC控制器具有更优的控制效果。

关键词：长短期记忆网络(LSTM) 注意力机制阶梯式广义预测控制协调系统核电厂

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堆内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 93-98页

作者：王浩煜秦勉蒲曾坪朱发文冉仁杰苗一非袁攀刘孟龙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

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系... 详细信息

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。

关键词：燃料组件板弹簧压紧力辐照松弛

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CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

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核动力工程 2021年第1期42卷 80-85页

作者：肖鹏刘宏春何正熙赵阳李伟唐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成都610213

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆... 详细信息

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。

关键词： CENTER 定期试验反应堆保护系统

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基于OPTIMUS的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析

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核动力工程 2022年第S02期43卷 171-176页

作者：袁艳丽张毅雄叶献辉王碧浩李柄锦杨康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

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主... 详细信息

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主泵进口接管嘴弯矩对SG下部水平支承的间隙的敏感性较高。相关敏感性分析方法与分析流程可推广至核动力装置其他系统与设备,为RCS的可靠性分析参数选取及优化设计改进提供定量分析手段与数据支持。

关键词：反应堆冷却剂系统(RCS) 地震响应敏感性分析

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华龙一号反应堆压力容器下封头高温蠕变研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 202-207页

作者：杨立才邱天杨志海尹祁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

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温... 详细信息

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温蠕变数据,联合数值模拟和理论分析,对HPR1000 RPV下封头高温蠕变问题进行了系统的研究。首先建立了RPV下封头材料高温蠕变本构模型。利用ANSYS软件开展了高温及内压载荷作用下的下封头高温蠕变数值模拟研究,获得了下封头蠕变应变和蠕变应力分布。此外,首次针对RPV下封头高温蠕变问题进行了理论研究。结果表明,RPV下封头高温蠕变主要发生在温度高于450℃的区域;在严重事故工况下,HPR1000 RPV下封头不会发生高温蠕变失效;内压增大将导致RPV塑性失效范围扩大;RPV下封头稳态蠕变理论分析结果与数值模拟结果相吻合,理论分析结果揭示了RPV下封头分层失效现象。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 下封头高温蠕变数值模拟理论研究

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临界热流密度机理模型发展综述

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核动力工程 2021年第3期42卷 211-217页

作者：刘伟彭诗念江光明刘余邓坚胡迎刘晓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成都610213

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验... 详细信息

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。

关键词：临界热流密度机理模型综述

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华龙一号堆内构件设计方法研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 182-188页

作者：李浩李燕何培峰余志伟胡朝威王庆田夏欣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

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间... 详细信息

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间的因果关系链条,确立了RVI设计需满足的功能需求条目。同时基于RVI的功能需求及国内外堆型的经验反馈,对重要的功能需求条目确立了量化评价准则,通过量化指标以规范RVI设计。通过RVI设计方法的研究确立了华龙一号RVI的10个方面的共72条功能需求条目,同时通过分析计算确定了各项分析的量化评价准则,为各项分析计算提出了明确的指标。该方法实现了RVI的正向设计,涵盖其全寿期的功能需求,保证了RVI设计的可靠性和安全性。

关键词：堆内构件(RVI) 正向设计需求分析量化评价准则

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