检索结果-内蒙古大学图书馆

中国机械工程 2021年第20期32卷 2418-2426页

作者：董成林刘海涛杨俊豪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 天津大学机构理论与装备设计教育部重点实验室天津300354

提出一种新型非对称五自由度混联机器人,由三自由度1T2R位置型并联机构和二自由度A/C转头串接组成。为保证机器人具有近似面对称的性能,围绕其中的并联机构开展尺度综合研究。通过定义并联机构的参考位形,提出一种凝练独立尺度参数的方... 详细信息

提出一种新型非对称五自由度混联机器人,由三自由度1T2R位置型并联机构和二自由度A/C转头串接组成。为保证机器人具有近似面对称的性能,围绕其中的并联机构开展尺度综合研究。通过定义并联机构的参考位形,提出一种凝练独立尺度参数的方法,并定义出可评价工作空间、运动/力传递特性及其面对称程度的运动学性能指标。在此基础上,将机构尺度综合问题归结为一类有约束多目标优化问题,并采用范数理想点法,得到一组可使机构兼具优良的运动/力传递特性及大作业空间/机构占地比的尺度参数,同时运动/力传递特性在全域内具有近似面对称乃至轴对称分布。在相同尺度参数下与Exechon和TriMule机器人的对比分析表明,该机器人具有与二者近似的全域运动学性能。

关键词：混联机器人尺度综合多目标优化运动学性能

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超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 270-276页

作者：张宏亮朱明冬孙晓阳何大明王庆田苏东川李宁曾畅何西扣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 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100089

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800... 详细信息

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究,结果表明,316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值,长期应用温度限值建议不超过700℃,短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃。该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据。

关键词： 316H不锈钢超高温力学性能低周疲劳

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基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 93-98页

作者：陈国才李峰汤华鹏邱志方邓坚中核国电漳州能源有限公司福建漳州363300 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

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,... 详细信息

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。

关键词：系统工程层次分析法(APH) 非能动余热排出系统(PRS) “华龙一号”核电机组(HPR1000)

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装配误差对双圆弧谐波齿轮应力的影响

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机械工程师 2023年第7期 70-73页

作者：陈茜杨俊豪马山林王坤王炳炎陈相羽万浩蒲耀洲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

由于谐波传动中刚轮、柔轮与波发生器装配时存在装配误差,可能会引起刚轮与柔轮齿廓干涉,从而影响柔轮齿面与齿根应力,以无公切线双圆弧谐波齿轮为研究对象,基于改进运动学法设计齿形,针对各种装配误差设计实验,并通过ABAQUS建立有限元... 详细信息

由于谐波传动中刚轮、柔轮与波发生器装配时存在装配误差,可能会引起刚轮与柔轮齿廓干涉,从而影响柔轮齿面与齿根应力,以无公切线双圆弧谐波齿轮为研究对象,基于改进运动学法设计齿形,针对各种装配误差设计实验,并通过ABAQUS建立有限元装配模型进行计算,研究装配误差对柔轮应力的影响规律。结果表明,长轴方向刚柔轮中心距误差与凸轮径向安装误差对柔轮齿上应力影响最大,短轴方向刚柔轮中心距误差与凸轮径向安装误差次之,凸轮轴向安装误差影响最小;短轴方向刚柔轮中心距误差与长轴方向凸轮径向误差对柔轮杯底应力有较小影响;其余因素对杯底应力的影响极小。为谐波减速器的误差控制与补偿提供一定参考。

关键词：谐波传动装配误差双圆弧齿形有限元法柔轮应力

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“华龙一号”核电厂大气排放调节阀快速冷却模式控制研究

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工业控制计算机 2025年第1期38卷 27-29页

作者：朱攀曾山黄鹏罗焯睿刘亚男中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷... 详细信息

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷却模式进行分析研究,并基于中核集团自主研发的核安全级DCS“龙鳞”平台设计了调节阀快速冷却模式的工程实施方案,最终通过仿真验证了该方案的可行性。该方案可推广应用于后续工程项目。

关键词：华龙一号安全级DCS 大气排放调节阀快速冷却

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核电厂除盐水箱氧浓度CFD数值分析

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清洗世界 2024年第2期40卷 76-77,80页

作者：赵禹余小权李磊王保平韩冰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610213

压水堆核电厂除盐水箱中的氧含量受到严格的控制,本文采用CFD方法分析核电厂运行中除盐水箱的氧浓度。通过引入并求解用户自定义标量方程,分析了充水和排水工况氧浓度分布,结果表明:充水和排水操作仅对水箱与平衡管接口附近的氧含量分... 详细信息

压水堆核电厂除盐水箱中的氧含量受到严格的控制,本文采用CFD方法分析核电厂运行中除盐水箱的氧浓度。通过引入并求解用户自定义标量方程,分析了充水和排水工况氧浓度分布,结果表明:充水和排水操作仅对水箱与平衡管接口附近的氧含量分布有影响,对充/排水接管及水箱大部分区域的氧含量分布影响较小。

关键词： CFD 硼和水补给系统数值分析氧浓度

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太赫兹准光回旋行波管注波互作用提升研究

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科技创新与应用 2023年第36期13卷 19-22页

作者：王舜李星瑶刘欣璐陈洁吴礼银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

准光波导通过衍射损耗抑制低阶模式,实现其模式选择特性。针对准光波导场分布的规律,该文开展太赫兹准光回旋行波管的注波互作用研究,通过数值模拟的方式验证采用扇形的电子注提升太赫兹准光回旋行波管注波互作用效率的方法。经过数值... 详细信息

准光波导通过衍射损耗抑制低阶模式,实现其模式选择特性。针对准光波导场分布的规律,该文开展太赫兹准光回旋行波管的注波互作用研究,通过数值模拟的方式验证采用扇形的电子注提升太赫兹准光回旋行波管注波互作用效率的方法。经过数值计算的研究表明,针对准光波导场分布,采用扇形的电子注可以明显提高准光回旋行波管的注波互作用效率。

关键词：准光波导回旋行波管注波互作用效率扇形电子注

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核电厂保护系统ECP硬逻辑设计研究

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自动化与仪表 2023年第9期38卷 11-15页

作者：胡清仁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

为保证核电厂的可靠运行,有效克服单一故障和共因故障影响,核电厂保护系统设计过程中必须充分考虑系统多样性和纵深防御设计。结合相关标准的单一故障、纵深防御设计要求,对保护系统的多样性措施进行分析研究,以探索一种因对软件共因故... 详细信息

为保证核电厂的可靠运行,有效克服单一故障和共因故障影响,核电厂保护系统设计过程中必须充分考虑系统多样性和纵深防御设计。结合相关标准的单一故障、纵深防御设计要求,对保护系统的多样性措施进行分析研究,以探索一种因对软件共因故障失效的多样性硬逻辑设计策略,搭建典型的停堆硬逻辑和专设驱动硬逻辑设计原理,为后续核电项目的硬逻辑设计提供指导。

关键词：核电厂共因故障多样性硬逻辑

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核电厂反应堆保护系统数字化升级关键要素探究

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仪器仪表用户 2023年第11期30卷 41-44页

作者：何玉鹏张谊姜静周岱彭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成都610213

国内早期建成的反应堆保护系统亟需开展数字化升级,以解决原系统设备老化、故障率高、备件停产、缺乏服务保障等问题,但是软件控制手段与模拟技术存在显著的差异,需要在设计环节重点考虑并妥善解决,才能确保改造后机组安全稳定运行。以... 详细信息

国内早期建成的反应堆保护系统亟需开展数字化升级,以解决原系统设备老化、故障率高、备件停产、缺乏服务保障等问题,但是软件控制手段与模拟技术存在显著的差异,需要在设计环节重点考虑并妥善解决,才能确保改造后机组安全稳定运行。以某核电厂数字化升级改造实践为背景,重点研究了缺省值、网络安全、软件共因故障等问题,提出了一套设计解决方案,对于后续反应堆保护系统数字化升级项目工程应用具有借鉴意义。

关键词：核电厂反应堆保护系统数字化改造

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核电厂仪控系统响应时间测试的改进设计

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 165-170,176页

作者：孙诗炎张隽祺王琳吴坤任向思宇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601213

核电厂仪控系统响应时间是关系到核电厂数字化仪控系统安全性的重要指标。但传统的响应时间测试方式依赖于测试人员操作。其自动化程度低,影响核电厂仪控系统调试的效率。因此,需改进原有测量方案来提高响应时间测量的效率与自动化程度... 详细信息

核电厂仪控系统响应时间是关系到核电厂数字化仪控系统安全性的重要指标。但传统的响应时间测试方式依赖于测试人员操作。其自动化程度低,影响核电厂仪控系统调试的效率。因此,需改进原有测量方案来提高响应时间测量的效率与自动化程度。由于当前核电厂仪控系统逐步采用集成化测试平台开展调试工作,可结合此类平台对传统测试方案进行改进。通过采用多通道数据快速采集技术设计响应时间测量模块,可在专用测试脚本的控制下与集成化测试平台协同工作,实现响应时间的自动化测量。同时,进一步引入数字图像处理技术检测人机接口状态变化,可实现对数据上行时间等参数的批量自动化测试。经测试,改进方案可显著减少响应时间测试的时间和人力成本,有助于进一步提高核电厂仪控系统工厂测试效率与测试充分性。

关键词：核电厂响应时间数据上下行时间多通道数据快速采集数据图像处理霍夫圆变换 Canny边缘检测

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