检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第6期42卷 183-189页

作者：孙建闯李峰丁铭冉旭杨帆哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

对浮动式核电站中一类具有倾斜热管段的低压低高差自然循环系统的两相流动特性进行了实验研究,分析了加热功率对两相流动特性的影响。结果表明,不同功率条件下系统存在两相稳定冷凝和伴随蒸汽冷凝诱发水锤两相振荡2种流动模式,热管段内... 详细信息

对浮动式核电站中一类具有倾斜热管段的低压低高差自然循环系统的两相流动特性进行了实验研究,分析了加热功率对两相流动特性的影响。结果表明,不同功率条件下系统存在两相稳定冷凝和伴随蒸汽冷凝诱发水锤两相振荡2种流动模式,热管段内过冷水倒流和蒸汽与低温过冷水直接接触冷凝是导致2种流动模式的内在机制。此外,蒸汽冷凝诱发水锤的发生会产生较大压力脉冲,并导致过冷水倒流长度显著增加,进而加剧系统流动不稳定。进一步研究表明,加热段出口含气率可以作为流动不稳定判断依据。

关键词：低高差自然循环系统两相流蒸汽冷凝诱发水锤直接接触冷凝加热功率低压

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基于XGBoost的高中子注量率区域堆内构件螺栓可靠性评估方法

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核动力工程 2022年第5期43卷 154-162页

作者：王文晖万安平邓朝俊龚志鹏张宏亮叶洋涵王鹏飞刘璨贤李乐章浙大城市学院机电系杭州310015 安徽理工大学机械工程学院安徽淮南232001 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 浙江大学自贡创新中心四川自贡643000

堆内构件螺栓长期处于高温高压以及高辐射环境,连接围板与成形板的螺栓存在辐照促应力腐蚀开裂(IASCC)现象。为提前预测螺栓在应力腐蚀环境下的剩余寿命,减少核电厂的备件库存,本文采用XGBoost预测堆内构件螺栓在高辐照环境下的剩余寿... 详细信息

堆内构件螺栓长期处于高温高压以及高辐射环境,连接围板与成形板的螺栓存在辐照促应力腐蚀开裂(IASCC)现象。为提前预测螺栓在应力腐蚀环境下的剩余寿命,减少核电厂的备件库存,本文采用XGBoost预测堆内构件螺栓在高辐照环境下的剩余寿命。首先,对压水堆高中子注量率区域的全周期剩余寿命演化数据进行分析处理,获得相关性模型;然后,提出基于数据驱动的XGBoost预测螺栓剩余寿命,该方法具有较强的泛化性与较高的准确率,可以很好地评估高中子注量率区域螺栓的可靠性;最后,以35000个样本作为训练集、15000个样本作为测试集,与国际原子能机构(IAEA)经验公式计算值比较,结果表明,XGBoost预测准确率高达99.93%,优于多元线性回归方法和AdaBoost(使用线性损失函数/使用平方损失函数/使用指数损失函数)方法。

关键词： XGBoost 寿命预测堆内构件数据驱动

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电气机柜的地震概率易损度分析

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核动力工程 2020年第1期41卷 65-69页

作者：黄茜蔡逢春黄旋沈平川刘建陈果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

为开展电气机柜的地震概率安全分析(PSA),利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据,通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价,得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21... 详细信息

为开展电气机柜的地震概率安全分析(PSA),利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据,通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价,得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21、不确定性对数标准差为0.50及高置信度低失效概率(HCLPF)值为0.23g。该评价方法对电气设备的地震易损度分析具有借鉴作用。

关键词：电气机柜抗震能力概率易损度鉴定试验

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基于数值微分核脉冲信号数字处理方法

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核动力工程 2020年第1期41卷 150-153页

作者：包超高志宇罗庭芳孙琦喻恒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

核反应堆核测量系统测量探测器输出的核脉冲信号,该信号后沿拖尾很长,在计数率较高时容易产生信号堆积和基线漂移等问题,导致源区计数率测量上限仅能达到10~5 Hz左右。文中基于数值微分方法,采用数字处理技术,在时域上分析了核脉冲信号... 详细信息

核反应堆核测量系统测量探测器输出的核脉冲信号,该信号后沿拖尾很长,在计数率较高时容易产生信号堆积和基线漂移等问题,导致源区计数率测量上限仅能达到10~5 Hz左右。文中基于数值微分方法,采用数字处理技术,在时域上分析了核脉冲信号经过前置放大、信号成形、低通滤波和脉冲甄别后的输出,并利用探测器实测信号进行了仿真。仿真结果表明,基于数值微分的数字处理方法可以实现相邻0.4μs脉冲信号的识别和测量,将源区测量计数率上限提升到2×10~6 Hz以上。

关键词：核脉冲信号数值微分数字处理技术信号成形

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“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

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核动力工程 2020年第6期41卷 121-125页

作者：冉旭喻娜李峰钱立波陈伟张明吴清刘昌文冷贵君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

为了弥补事故导向应急事故规程(EOP)和状态导向应急事故规程(SOP)的缺陷,"华龙一号"核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析(PSA),通过大量的运行分析支持性计算,形成全新的征兆导向应急事故规程(SEOP)。以主蒸汽管道破... 详细信息

为了弥补事故导向应急事故规程(EOP)和状态导向应急事故规程(SOP)的缺陷,"华龙一号"核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析(PSA),通过大量的运行分析支持性计算,形成全新的征兆导向应急事故规程(SEOP)。以主蒸汽管道破裂事故为例,进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明,SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力,事故判断和缓解措施有效、可靠,能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故,充分发挥了"华龙一号"安全系统设计优势,进一步提升了"华龙一号"的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系,可用于同类核电厂的事故应急规程开发,并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。

关键词： “华龙一号” 征兆导向应急事故规程

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华龙一号堆芯中子注量率测量系统自给能中子探测器关键参数研究

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核动力工程 2020年第S2期41卷 45-49页

作者：黄有骏李文平杨戴博蒋天植王银丽喻恒林超张芸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

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的... 详细信息

根据三代核电设计准则要求,华龙一号堆芯中子注量率测量方式相对于M310堆型发生了根本性变化,从而导致探测器设计发生重大改变。本文针对华龙一号堆芯中子注量率的测量需求,对其堆芯中子注量率测量仪表选用的自给能中子探测器(SPND)的核、电性能关键参数进行研究和分析,并给出了SPND的设计方案。通过堆上试验验证,其性能满足华龙一号堆芯中子注量率测量的设计需求。

关键词：华龙一号堆芯中子注量率测量自给能中子探测器(SPND) 关键参数

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SiC复合包壳热-力学行为计算理论分析

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核动力工程 2020年第S2期41卷 121-125页

作者：路怀玉庞华刘仕超唐昌兵周毅辛勇李垣明高士鑫青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

针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC... 详细信息

针对SiC复合包壳特有的高强度、高弹性模量和脆性特征及其结构上的完整性和连续性,采用弹塑性理论和固体传热理论分析了SiC复合包壳热-力学行为计算理论及其求解方法。通过分析三维有限元计算节点的连续性,采用三维有限元软件完成了SiC复合包壳热-力学行为的模拟计算,并与国外公开文献报道进行对比。结果表明,有限元计算方法适用于SiC复合包壳热-力学行为的模拟分析;弹塑性理论和固体传热理论分析表明SiC复合包壳温度场和应力场可解;三维有限元计算结果与文献结果符合较好,证明了计算结果的准确性。

关键词： SiC复合包壳热-力学行为温度场应力场

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ACP100S浮动核电站总体设计及验证

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核动力工程 2020年第5期41卷 189-192页

作者：李庆宋丹戎曾未陈长刘佳王东辉肖仁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成都610213

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优... 详细信息

浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站,从电功率分级上划分属于小型反应堆,可用于发电、淡化海水、供热,能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上,提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案,分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。

关键词： ACP100S 浮动核电站模块化小型堆

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核电厂堆腔冷却状态监测研究

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核动力工程 2020年第5期41卷 94-98页

作者：何鹏陈静李小芬何正熙朱加良徐涛李红霞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

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量... 详细信息

为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果,分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列,对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段;通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法,最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器(RPV)失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测,有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。

关键词：堆腔冷却严重事故监测堆腔注水严重事故缓解熔融物滞留熔融物探测堆芯熔化

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核电高效紧凑新型蒸汽发生器设计研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 189-193页

作者：李磊张富源何戈宁吴杨田雅婧李冬慧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

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流... 详细信息

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流式预热器和泥渣收集器,并改进设计了小型双级叶片汽水分离器。计算和分析表明,ZH-J60型SG提高了SG自然循环倍率,提升了整机功率重量比、出口蒸汽品质和运行可靠性,完全满足并在部分关键参数上超过第三代压水堆核电厂SG的水平。

关键词：蒸汽发生器(SG) 轴流式预热器汽水分离器泥渣收集器核电

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