检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化与仪器仪表 2025年第1期 16-18,23页

作者：王仁良孙培伟吴延群党丽君西安交通大学能源与动力工程学院西安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610213

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。... 详细信息

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。在此基础上,重点介绍了电感法状态检测原理和电感测量检测方法,并通过试验验证了该方法的可行性和准确性。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构状态检测电感法

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基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理策略研究

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核科学与工程 2025年第1期 30-35页

作者：李天涯刘同先陈亮王晨琳何彩云吴昱玖蔡云廖鸿宽肖鹏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核总核动力研究设计工程有限公司

在核电厂中，燃料组件价格昂贵，往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此，如何在满足电力系统能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本，是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯... 详细信息

在核电厂中，燃料组件价格昂贵，往往需在反应堆内停留三年或更长时间。因此，如何在满足电力系统能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核电厂单位能量成本，是一个重要的研究方向。本文研究了一种基于群堆管理的核电厂长周期堆芯燃料管理方法，针对24个月换料周期机组，建立一个浅燃耗燃料组件数据库，然后，从数据库中选择与目标18个月换料周期机组燃料组件在主要结构尺寸及设计特征上具有兼容性的燃料组件，最后，评估并选择最佳的浅燃耗燃料组件，将其装载入18个月换料周期的机组中。这种方法可以显著提高燃料利用率，降低单位能量成本，从而提高核电厂的经济性。

关键词：群堆管理长周期堆芯燃料管理核电厂

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焊接电流对核废料储罐等离子弧焊接残余应力及变形的影响

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焊接 2025年第3期 36-44页

作者：黄思语李天宁洪小龙黄本生郑建能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 西南石油大学新能源与材料学院成都610500 二重(德阳)重型装备有限公司四川德阳618099

【目的】焊接是核废料储罐生产制造过程中必备的一道工序,但该过程中产生的残余应力和变形对储罐本身的强度及安全可靠性影响极大。因此,必须对核废料储罐在等离子弧焊接过程中残余应力和变形的变化规律进行探讨。【方法】采用试验与仿... 详细信息

【目的】焊接是核废料储罐生产制造过程中必备的一道工序,但该过程中产生的残余应力和变形对储罐本身的强度及安全可靠性影响极大。因此,必须对核废料储罐在等离子弧焊接过程中残余应力和变形的变化规律进行探讨。【方法】采用试验与仿真相结合的方法,讨论了焊接电流对316L核废料储罐筒体等离子弧焊接残余应力和变形的影响。【结果】结果表明,随着焊接电流的增大,焊缝两侧的等效应力分布梯度变小,200~400MPa的应力区面积显著增加;横向残余应力的应力峰值和应力分布随焊接电流的增加而显著增大,而纵向残余应力受焊接电流的影响较小,并且内表面横向、纵向拉伸应力峰值都高于外表面的应力峰值;在不同焊接电流条件下,整体最大变形量和Z方向最大变形量都集中在筒体两侧,纵向变形趋势均呈现朝着筒体中部收缩的规律。【结论】通过将温度历程、残余应力、焊接变形与实测结果进行比较,证明了模拟结果与实测结果吻合良好。

关键词： 316L 核废料储罐数值模拟焊接电流残余应力变形

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考虑流阻-过滤-承载性能的下管座结构优化研究

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核动力工程 2025年第1期46卷 225-231页

作者：张博袁攀肖忠光宏昊柴振鸿段鑫辛勇朱发文孙坤李宝童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 西安交通大学机械工程学院西安710049

为实现燃料组件下管座的冷却剂压降、异物过滤和结构承载等多种性能的综合提升,本研究提出了一种多目标优化方法。该方法以冷却剂压降和异物过滤效率为目标,优化下管座的关键尺寸参数,并以六边形下管座为例开展了尺寸优化研究。结果表明... 详细信息

为实现燃料组件下管座的冷却剂压降、异物过滤和结构承载等多种性能的综合提升,本研究提出了一种多目标优化方法。该方法以冷却剂压降和异物过滤效率为目标,优化下管座的关键尺寸参数,并以六边形下管座为例开展了尺寸优化研究。结果表明,采用该方法下管座的冷却剂压降和异物过滤的优化幅度分别达到12.5%和6.3%,并且优化后的最大应力同步降低14.0%,性能提升效果显著。本研究建立的多目标优化方法具有通用性,能够适用于其他类型下管座的结构优化以提升其综合性能。

关键词：下管座多目标优化压降异物过滤代理模型粒子群优化

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“少即是多”原则在核电安全级DCS硬件设计中的应用探索

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中国核电 2025年第1期 79-83页

作者：谢长洪王忠伟陈阳李军燕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

随着工业技术的不断发展，核电行业对安全级DCS设计的要求越来越高，如优化操作流程、提高系统可靠性、降低维护成本等。本文探索了将“少即是多”原则应用到安全级DCS系统的硬件设计中，尝试通过减少不必要的设备或组件，降低硬件设计... 详细信息

随着工业技术的不断发展，核电行业对安全级DCS设计的要求越来越高，如优化操作流程、提高系统可靠性、降低维护成本等。本文探索了将“少即是多”原则应用到安全级DCS系统的硬件设计中，尝试通过减少不必要的设备或组件，降低硬件设计复杂度及成本，提高系统可靠性，并通过具体实例论证应用“少即是多”原则设计后的效果。

关键词：安全级DCS 少即是多硬件设计系统可靠性

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核电厂安全级数字化控制系统工厂测试

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 20-25页

作者：陈钊陈阳贺先建王小雨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

根据HAD102/16对核电厂计算机系统的要求,工厂测试是安全级数字化控制系统(DCS)生命周期中一个重要的验证和确认环节,也是保障核安全的一项重要技术手段.因此,对于安全级DCS的工厂测试,需要不断规范流程、完善体系、提高技术水平,使之... 详细信息

根据HAD102/16对核电厂计算机系统的要求,工厂测试是安全级数字化控制系统(DCS)生命周期中一个重要的验证和确认环节,也是保障核安全的一项重要技术手段.因此,对于安全级DCS的工厂测试,需要不断规范流程、完善体系、提高技术水平,使之更加合理有效.文中基于中国核动力研究设计院的龙鳞系统(Nuclear Advanced Safety Platform of Instrument and Control, NASPIC)平台搭建的1∶1华龙一号工程样机的工厂测试,对安全级DCS系统进行了需求分析、测试流程、测试设计、测试方法、测试管理等相关内容的分析和验证,研究结果证明该测试体系可以促使安全级DCS系统工厂测试有效地开展,从而进一步保证产品质量.

关键词：安全级数字化控制系统工厂测试单元测试集成测试

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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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船用核动力装置辐射安全技术研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 193-199页

作者：刘绍强张宏越谭怡吕焕文王霜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

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需... 详细信息

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需求角度,归纳了两者的总体发展目标,梳理了各自的重难点技术,最后绘制了放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术的技术发展路线图,为我国船用核动力辐射安全技术发展提供了方向和支撑。

关键词：船用核动力装置辐射安全技术放射性源项分析技术辐射屏蔽设计技术重难点技术技术发展路线图

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核电厂安全级仪控系统软件概念V&V探讨

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 122-132页

作者：靳津肖安洪刘玲霜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

核电厂安全级仪控系统作为反应堆监测、控制以及保护的重要部分,承担着保障核安全的重要责任.随着数字化仪控系统在核电厂的全面应用,软件作为实现系统功能核心,为保证其高可靠性,须在其开发生命周期中各阶段执行验证与确认(V&V)工... 详细信息

核电厂安全级仪控系统作为反应堆监测、控制以及保护的重要部分,承担着保障核安全的重要责任.随着数字化仪控系统在核电厂的全面应用,软件作为实现系统功能核心,为保证其高可靠性,须在其开发生命周期中各阶段执行验证与确认(V&V)工作.在国内外相关法规标准要求基础上,结合项目实施经验,通过梳理概念阶段各项验证与确认任务间关系,实施流程及提出具体分析和处理方法的方式,对核电厂安全级仪控系统软件概念阶段各项验证与确认任务要点及方法进行了详细阐述,解决了当前概念阶段验证与确认工作缺乏具体实施措施指导的问题,可为后续其他项目概念阶段验证与确认活动高质量开展提供有益借鉴.

关键词：概念验证与确认(V&V) 安全级仪控系统

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核电厂优选驱动系统的多样性研究

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 107-112页

作者：刘滨刘明星丁捷严浩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

优选模块(PLM)是优选驱动系统(PACS)的核心模块.典型的核电厂安全级分布式控制系统(DCS)平台架构由4个保护组与2个逻辑序列构成,PLM位于2个逻辑序列的末端,提供与0层设备的接口.为了防止共因失效(CCF),核电厂的保护系统与多样性系统采... 详细信息

优选模块(PLM)是优选驱动系统(PACS)的核心模块.典型的核电厂安全级分布式控制系统(DCS)平台架构由4个保护组与2个逻辑序列构成,PLM位于2个逻辑序列的末端,提供与0层设备的接口.为了防止共因失效(CCF),核电厂的保护系统与多样性系统采用了不同的技术手段实现对设备的控制,提高了核电厂的纵深防御与多样性功能,但是其多样性控制指令与安全级控制指令都需要经过PLM的逻辑处理,才能对下一级设备进行驱动,一旦位于2个序列末端的PLM出现CCF,核电厂的纵深防御与多样性策略就会失效.针对以上问题,本文提出了一种PACS的多样性设计方案,利用FPGA技术实现A逻辑系列的优选模块(PLM-A),利用逻辑门电路与CPU技术实现B逻辑系列的优选模块(PLM-B),将其分别应用于2个逻辑序列中,通过NUREG/CR-7007导则对该方案进行分析,证明了该多样性方案的可行性.

关键词：优选驱动系统优选模块共因故障多样性

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