检索结果-内蒙古大学图书馆

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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多控制器基于同步触发机制的响应时间自动测试技术研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 154-158页

作者：田皓文贺先建文景陈钊袁胜军中国核动力研究设计院成都610213 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 重庆赛宝工业技术研究院有限公司重庆401332

为解决现有基于示波器类设备的响应时间测试方法普遍存在测试样本基数有限、测试数据误差偏大、测试效率低等缺陷以及不满足测试严谨性和当前产业化发展需求的问题,通过对现有核电厂分布式控制系统(DCS)响应时间测试技术的分析,研发设... 详细信息

为解决现有基于示波器类设备的响应时间测试方法普遍存在测试样本基数有限、测试数据误差偏大、测试效率低等缺陷以及不满足测试严谨性和当前产业化发展需求的问题,通过对现有核电厂分布式控制系统(DCS)响应时间测试技术的分析,研发设计了以多控制器分布式测试平台为基础的基于同步触发机制的响应时间自动测试技术。实践证明,该响应时间自动测试技术在工业控制领域具备特有的技术优势和可实施性,具有较高的推广价值。

关键词：分布式控制系统(DCS) 响应时间自动测试同步触发

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反应堆热工水力系统分析程序时间步长控制方案研究

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核动力工程 2021年第S01期42卷 63-69页

作者：李江宽景兴天林萌陈俊杰王治国上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

类似于RELAP5程序的反应堆热工水力系统分析程序在计算过程中所采取的时间步长大小对计算速度、计算稳定性和准确性有较大影响,时间步长的大小由程序的时间步长控制逻辑决定。研究了反应堆热工水力系统分析程序的时间步长控制方案,主要... 详细信息

类似于RELAP5程序的反应堆热工水力系统分析程序在计算过程中所采取的时间步长大小对计算速度、计算稳定性和准确性有较大影响,时间步长的大小由程序的时间步长控制逻辑决定。研究了反应堆热工水力系统分析程序的时间步长控制方案,主要包括每一时刻计算开始前的Courant条件限值、计算过程中的质量误差检查、空泡份额检查和状态参数检查,并通过算例分析了时间步长控制方案对程序计算的影响。结果表明,Courant条件限值可以降低程序计算的系统质量误差,有效提高程序计算的稳定性和准确性;质量误差检查能保证密度线性化的有效性,且更为严格的质量误差检查方案可以提高程序计算的准确性;空泡份额检查可以提高流体由单相变为两相时程序计算结果的准确性,且不会对程序计算速度造成明显影响。

关键词：热工水力系统程序时间步长 RELAP5

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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 194-198页

作者：赵芳邹树梁徐守龙徐涛南华大学资源环境与安全工程学院湖南衡阳421001 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室湖南衡阳421001 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

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明... 详细信息

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

关键词：船用反应堆大破口失水事故核素扩散 MELCOR耦合CFD-FLUENT

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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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自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键影响因素研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 66-73页

作者：翟鹏迪朱恩平赵鹏程王天石于涛南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001 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

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热... 详细信息

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热3种因素对自然循环能力的影响,并开展了相关数值模拟验证。结果表明,数值模拟结果与本研究理论计算值吻合较好;3种自然循环能力影响机制耦合作用将降低SNCLFR-10系统自然循环能力,导致自然循环流量与功率之间不再满足理论所得的1/3次方关系。

关键词：自然循环驱动力冷/热池传热非线性温度分布反应堆压力容器壁散热关键影响因素

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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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超临界二氧化碳PCHE内壁金属氧化膜剪切失效强度测量方法

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核动力工程 2023年第S02期44卷 115-119页

作者：黄军林李超朱小良涂益友徐青蓝东南大学能源与环境学院南京210096 东南大学材料科学与工程学院南京210096 中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

印刷电路板式换热器(PCHE)内壁金属氧化膜脱落问题严重影响超临界二氧化碳布雷顿循环机组的安全高效运行。现有的脱落预测模型因缺少氧化膜剪切失效强度这一关键参数而难以做出准确预测。针对这一问题,对氧化膜/金属基体界面的过渡层应... 详细信息

印刷电路板式换热器(PCHE)内壁金属氧化膜脱落问题严重影响超临界二氧化碳布雷顿循环机组的安全高效运行。现有的脱落预测模型因缺少氧化膜剪切失效强度这一关键参数而难以做出准确预测。针对这一问题,对氧化膜/金属基体界面的过渡层应用弹性-线性强化力学假设,建立拉伸载荷作用下界面剪切应力演变解析模型,在此基础上,联合采用声发射技术的带氧化膜试样拉伸加载试验,提出了一种测量氧化膜剪切失效强度的新方法。分析结果表明,在不需要对氧化膜/金属基体界面处的剪切应力分布做任何预先假设的情况下,所提新方法可以准确预测氧化膜/金属基体界面的剪切应力演化过程并确定氧化膜的剪切失效强度。该方法可为构建超临界二氧化碳PCHE内壁金属氧化膜脱落判别准则和预测模型提供关键数据。

关键词：超临界二氧化碳印刷电路板式换热器(PCHE) 氧化膜脱落

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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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