检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化仪表 2021年第S01期42卷 1-4,10页

作者：张旭姚璋邓志光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

仿真验证是仪控系统设计、验证和使用过程中的关键环节。随着我国核电数字化控制系统(DCS)的快速发展,仿真验证水平需要相应提高。利用高安全性应用开发环境(SCADE)平台构建核电站全厂工艺系统和控制系统模型,并在此基础上提出分布式仿... 详细信息

仿真验证是仪控系统设计、验证和使用过程中的关键环节。随着我国核电数字化控制系统(DCS)的快速发展,仿真验证水平需要相应提高。利用高安全性应用开发环境(SCADE)平台构建核电站全厂工艺系统和控制系统模型,并在此基础上提出分布式仿真模块开发方法。针对DCS多站点异步运行、站间实时通信的特点,创新性地利用SCADE代码生成与多线程并行多控制站的手段设计仪控验证平台,实现了工艺系统和多控制站间的数据交互及分布式仿真,完善了SCADE平台对于多控制站协同仿真功能的应用。某核电站蒸汽发生器水位调节控制系统的仿真验证结果表明,该模型仿真的准确性较高,能够为DCS系统的设计验证提供参考借鉴。该研究成果已在福建漳州核电站1#、2#机组安全级DCS供货项目系统设计中得到了应用。

关键词：安全性应用开发环境分布式设计验证仪控代码生成仿真

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基于FPGA的存储内建自测试的研究

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仪器仪表用户 2021年第6期28卷 53-57页

作者：薛凯侯荣彬李勇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

本文以SRAM为研究对象,介绍了储存器中常见的几种故障类型以及测试方法。March算法能够对各种储存器常见故障进行检测,但有些故障(比如耦合故障中的字内故障和字间故障)是检测不出来的。通过对现有测试算法的优化,使储存器测试的故障覆... 详细信息

本文以SRAM为研究对象,介绍了储存器中常见的几种故障类型以及测试方法。March算法能够对各种储存器常见故障进行检测,但有些故障(比如耦合故障中的字内故障和字间故障)是检测不出来的。通过对现有测试算法的优化,使储存器测试的故障覆盖率更高,并采用硬件描述语言,以FPGA为开发平台,以储存器内建自测试(Memory Build-In Self-Test,MBIST)的方式构建SRAM测试电路,并进行仿真验证。

关键词：硬件描述语言 March SRAM MBIST FPGA

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核电厂安全级DCS系统的故障诊断和报警设计研究

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仪器仪表用户 2021年第10期28卷 48-51页

作者：胡清仁李俊彭浩谢维波李雨桐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

核电厂安全级DCS除了执行保护功能和监测保护系统的工艺参数,还应对系统的故障进行诊断,以避免系统故障导致核电站的误动作。因此,在不影响执行保护功能的前提下,安全级DCS的故障应尽可能地被系统自动检测并即时报出,作为运行和维修人... 详细信息

核电厂安全级DCS除了执行保护功能和监测保护系统的工艺参数,还应对系统的故障进行诊断,以避免系统故障导致核电站的误动作。因此,在不影响执行保护功能的前提下,安全级DCS的故障应尽可能地被系统自动检测并即时报出,作为运行和维修人员故障判断、维护工作的依据。本文基于NASPIC平台,就核电厂安全级DCS系统的故障进行分类,对故障诊断进行研究,并提出详细的故障诊断设计和报警显示设计思路。

关键词：核电厂安全级DCS系统故障诊断报警显示

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一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 27-31页

作者：陈训刚莫锦涛杜华朱紫豪李国栋杨唯唯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 中国铁路成都局集团有限公司成都供电段成都610041

传统的控制棒驱动线公差分析方法无法得到令人满意的置信水平,且没有考虑控制棒和驱动杆的柔性变形的影响。针对该问题提出一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法,首先利用拉丁超立方采样法对公差尺寸链进行采样,... 详细信息

传统的控制棒驱动线公差分析方法无法得到令人满意的置信水平,且没有考虑控制棒和驱动杆的柔性变形的影响。针对该问题提出一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法,首先利用拉丁超立方采样法对公差尺寸链进行采样,然后根据抽取的样本拟合成错对中值累计误差的分布函数,误差输入和输出均满足6σ准则,在此基础上结合控制棒的挠性变形计算,分析驱动杆由竖直状态到倾斜状态,再到变形状态的动态变化。该方法提高了分析的准确性,减少了计算的保守性,并通过某反应堆控制棒驱动线试验得到了验证。

关键词：控制棒驱动线公差分析随机采样柔性变形

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水面核电厂蒸汽发生器水位测量技术研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 156-159页

作者：赵阳吕鑫朱毖微郑嵩华吴茜王雪梅万谊罗涵禹中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室

由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行,导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理,在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案,并通... 详细信息

由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行,导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理,在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案,并通过倾斜摇摆台架进行了试验验证。验证结果表明,该改进测量方案能够在水面核电厂倾斜摇摆环境下,快速跟踪各种工况下蒸汽发生器水位的变化,测量稳定可靠。

关键词：水面核电厂蒸汽发生器水位倾斜摇摆环境水位测量改进方案

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基于新型燃料堆芯的不确定性分析研究

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现代应用物理 2023年第4期14卷 114-119页

作者：岳子腾张斌刘天娇王连杰倪东洋国家电投集团科学技术研究院有限公司国家能源核电软件重点实验室北京102209 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成都610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨151100

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,... 详细信息

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,采用堆芯计算程序进行了全堆芯模拟,进行了核数据在两步法计算下的影响分析。针对输入参数,首先通过敏感性分析筛选出对keff影响较大的参数,然后使用参数统计法、非参数统计法等多种不确定性分析方法对备选参数进行量化分析。结果表明:核数据对堆芯keff的相对不确定度为0.540 6%,其中235U的平均裂变中子数和瞬发中子裂变份额具有最大的敏感性系数,而235U平均裂变中子数和Al的(n, fission)反应具有最大的不确定性;输入参数的不确定性引起keff的相对不确定度为0.2%,参数统计法与非参数统计法在对keff的容忍区间计算结果上相近。

关键词：核数据输入参数不确定性分析两步法计算

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熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

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原子能科学技术 2020年第12期54卷 2353-2361页

作者：刘明皓张玉龙王成龙张大林秋穗正李毅尹莎莎刘航杨红发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 西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-... 详细信息

热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC,利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明:PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好,证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。

关键词：熔盐堆非能动余热排出系统高温热管系统建模

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新型定位格架夹持结构的力学特性研究

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原子能科学技术 2020年第12期54卷 2411-2417页

作者：任全耀陈杰赵瑞瑞雷涛郑美银彭园秦勉李建伟蒲曾坪陈平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014020

定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程,本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构,与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的... 详细信息

定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程,本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构,与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的夹持结构,进行了单条带弹簧、单条带刚凸及格架栅元夹持结构的力学性能试验,获得了弹簧、刚凸、栅元内夹持结构的进程形变量-载荷曲线和回程形变量-载荷曲线,并分析了各结构在100%与120%名义形变量下的载荷、永久形变量等力学性能数据。结果表明:新型全锆夹持结构在名义形变量附近具有较好的力学稳定性;格架栅元夹持结构与单条带弹簧试验所得力学性能相近,表明单条带试验具有较高的代表性和可靠性。

关键词：定位格架夹持结构力学特性弹簧刚凸

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先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究

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核科学与工程 2020年第3期40卷 426-430页

作者：杨灵均冷洁毕树茂邓坚刘余朱大欢蒋孝蔚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

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能... 详细信息

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。

关键词：先进压水堆耦合大破口失水事故

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核反应堆计算流体力学程序YH-ACT关键技术研究及开发

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核动力工程 2020年第S01期41卷 12-17页

作者：王杰刘东刘杰刘卢果庞勃卢忝余刘盈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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213 国防科技大学长沙410073

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对... 详细信息

燃料组件定位格架搅混翼不同设计方案对其流动传热特性影响较大,而采用实验方法分析对比各设计方案面临实验成本高及测量难度大的问题,计算流体力学(CFD)方法则在方案选择及优化方面逐渐被使用。本文通过机理验证算例及实验数据开展对自主研发的CFD程序YH-ACT的初步验证,为其应用到反应堆设计的方案选择与优化提供基础,主要利用ANSYS CFD程序验证算例对YH-ACT程序的理论模型及数值算法进行验证;利用经济合作组织/核能机构(OECD/NEA)的CFD验证基准题实验数据对YH-ACT程序复杂流动下的湍流模拟准确性和可靠性进行了初步验证。结果表明YH-ACT程序在与二者的对比中均符合良好,证明了YH-ACT程序的准确性和可靠性。

关键词：计算流体力学(CFD)程序YH-ACT 程序验证棒束通道

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