检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第4期42卷 6-13页

作者：李孝佳张勇丛腾龙李沛颖卢川张吉斌哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 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

当压水堆处于自然循环工况时,蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象,导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低,为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型,对蒸汽发生器所有U... 详细信息

当压水堆处于自然循环工况时,蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象,导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低,为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型,对蒸汽发生器所有U型管进行建模和节点划分,计算了海洋条件下蒸汽发生器内U型管的倒流临界质量流量及进出口压差,最后分析了3种海洋条件对U型管内流体倒流的影响。结果表明,倾斜条件下有可能会改变倒流现象;而在航行过程中可能遇到的起伏条件都无法改变倒流现象;当摇摆条件比较剧烈时有可能改变倒流现象。

关键词：蒸汽发生器海洋条件热工水力流动不稳定性

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核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 139-143页

作者：蒋天植李彪张芸王银丽李文平黄有骏沈峰孙聪健电子科技大学自动化工程学院成都611731 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 中核控制系统工程有限公司北京100176

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作... 详细信息

为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:^(3)He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。

关键词：无源启动中子探测器正比计数管高灵敏度

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“华龙一号”核电厂多样化保护系统设计研究

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科技视界 2024年第8期14卷 40-43页

作者：朱攀冯威刘宏春陈鹏周继翔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

数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。... 详细信息

数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。为了缓解数字化安全级系统软件共因故障的后果并提高核电厂的安全性,需要设计一套不受安全级系统软件共因故障影响的多样化保护系统(DAS)。在发生SWCCF的情况下,DAS系统对反应堆提供必要的保护,以保证反应堆安全。文章系统介绍了“华龙一号”全球首堆福清5、6号核电厂中DAS系统的设计方法,并对DAS系统的概念、总体结构、设计准则和设计要点等进行了详细的分析说明。

关键词：多样化保护系统系统设计软件共因故障

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单棒通道流动振荡诱发沸腾临界可视化实验研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 35-41页

作者：刘海东陈德奇秦江刘汉周颜培刚刘伟哈尔滨工业大学能源科学与工程学院空天热物理工业和信息化部重点实验室哈尔滨150001 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分... 详细信息

为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性,本文以去离子水为工质,横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象,通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究,结合汽泡行为和汽-液界面特性,分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明,低压力、低质量流速和低入口过冷度下,极易出现流动振荡,并导致沸腾临界提前发生,此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低;随着壁面热流密度不断增加,流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流;当流动出现剧烈振荡时,流道存在回流;发生沸腾临界时流道压降波动最大,对应的流型为不稳定环状流。因此,单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。

关键词：可视化实验两相流流动振荡汽泡沸腾临界

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高温气冷堆反应堆保护系统设计优化研究

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科技视界 2024年第9期14卷 18-22页

作者：朱攀青先国闵渊刘明明李俊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

高温气冷堆是具有固有安全和事故缓发等安全特点的第四代先进反应堆。文章以山东辛安高温气冷堆项目为基础,对反应堆保护系统传统的3层架构进行了介绍,同时基于安全级DCS“龙鳞”平台设计了实施方案,并对实施方案进行了优化研究。改进... 详细信息

高温气冷堆是具有固有安全和事故缓发等安全特点的第四代先进反应堆。文章以山东辛安高温气冷堆项目为基础,对反应堆保护系统传统的3层架构进行了介绍,同时基于安全级DCS“龙鳞”平台设计了实施方案,并对实施方案进行了优化研究。改进后的方案在维持原安全功能的前提下,减少了机柜数量,降低了设备成本,可推广应用于后续高温气冷堆项目反应堆保护系统。

关键词：高温气冷堆反应堆保护系统独立性

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福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计

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自动化仪表 2023年第6期44卷 36-41,47页

作者：刘宏春冯威李谢晋贺理陈鹏王淼丁书华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

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研... 详细信息

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

关键词：核电厂华龙一号安全级分布式控制系统反应堆保护系统共因故障可靠性定期试验

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带导磁套的表贴式永磁电机磁极结构优化研究

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防爆电机 2023年第4期58卷 12-16,80页

作者：杨松艾阳毛远帆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

采用导磁套的表贴式磁极结构与传统表贴式永磁电机相比,能够改善气隙磁密波形正弦性低、反电动势谐波含量高,电机谐波损耗大等问题。文中选取电机的齿槽转矩、气隙磁密谐波畸变率、反电动势谐波畸变率和气隙磁密基波幅值为优化目标,选... 详细信息

采用导磁套的表贴式磁极结构与传统表贴式永磁电机相比,能够改善气隙磁密波形正弦性低、反电动势谐波含量高,电机谐波损耗大等问题。文中选取电机的齿槽转矩、气隙磁密谐波畸变率、反电动势谐波畸变率和气隙磁密基波幅值为优化目标,选取极弧系数、磁钢厚度、气隙、导磁套厚度、槽口宽度为优化参数。利用有限元仿真软件和Taguchi多目标优化方法进行优化设计。研究表明,该结构具有减少齿槽转矩、提高气隙磁密基波赋值,降低谐波畸变率,改善气隙磁密波形和空载反电动势波形正弦度的作用。

关键词：永磁电机表贴式气隙磁场多目标优化

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面向核能数字化的标准体系框架建设

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核标准计量与质量 2023年第4期 2-9页

作者：罗英曾未彭航刘佳张倬韩铮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

核能是一种新型绿色能源,核能数字化对于优化国家能源布局、实现“碳达峰、碳中和”目标具有重大意义。核能数据的复杂性、核安全的重要性对于数字化核能领域的标准体系构建提出了很高的要求。为解决当前数字化核能标准体系建设覆盖不... 详细信息

核能是一种新型绿色能源,核能数字化对于优化国家能源布局、实现“碳达峰、碳中和”目标具有重大意义。核能数据的复杂性、核安全的重要性对于数字化核能领域的标准体系构建提出了很高的要求。为解决当前数字化核能标准体系建设覆盖不足、边界不清、更新不快的问题,提出了核能数字化背景下的标准体系结构,其中包括大数据标准框架与人工智能标准框架,并对两类标准的应用情况进行了讨论。该标准体系能够助力核能行业向智能设计、智能制造方向的升级转型,并提出了进一步推动核能数字化标准体系构建的建议。

关键词：核能标准数字化大数据人工智能

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基于模型定义技术的动力系统全三维设计信息管理研究

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科技视界 2023年第13期 69-75页

作者：孙冠宇夏军宝赖建永刘诗文赵千里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

模型定义技术凭借其单一数据源定义、全流程三维传递等优点,大大缩短项目周期,降低项目成本,已经成为国际上航空领域成熟应用的三维数字化设计技术。对现有船用领域动力系统全三维设计中存在的建模技术落后、数字化程度偏低等问题进行梳... 详细信息

模型定义技术凭借其单一数据源定义、全流程三维传递等优点,大大缩短项目周期,降低项目成本,已经成为国际上航空领域成熟应用的三维数字化设计技术。对现有船用领域动力系统全三维设计中存在的建模技术落后、数字化程度偏低等问题进行梳理,聚焦模型信息难以表达和提取、视图表达不清晰、出图流程复杂等主要问题。根据模型定义技术单一数据源的设计理念,采用CREO平台,通过建立设计信息提取方法和获取流程,达到了模型设计信息快速提取的目的,为设计信息的一键输出奠定基础;通过建立视图管理机制,达到了对模型注释信息控制的目的,解决了视图表达不清晰、信息表达干涉重叠的问题;通过建立零修改二维出图设计流程,达到了三维模型直接出二维图的目的,解决了出图流程复杂、工作量大的问题。通过设计信息提取、全三维标注、多视图管理、零修改二维出图等技术开展动力系统全三维设计信息管理研究,解决了影响三维数字化设计进展的主要问题,提升了船用领域动力系统三维数字化设计程度。

关键词：模型定义技术全三维设计信息管理动力系统数字化设计

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基于改进LSTM的核电厂传感器故障诊断研究

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自动化仪表 2023年第6期44卷 115-120页

作者：邓志光吴茜朱加良徐思捷董晨龙李卓玥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

核电厂中广泛存在的传感器为其运行提供了重要支持。传感器的任何故障都可能威胁到核电厂的安全。为提升核电厂运行可靠性,提出结合残差双向长短期记忆(ResBiLSTM)神经网络和稀疏注意力机制的传感器故障诊断方法。以核电厂目标传感器和... 详细信息

核电厂中广泛存在的传感器为其运行提供了重要支持。传感器的任何故障都可能威胁到核电厂的安全。为提升核电厂运行可靠性,提出结合残差双向长短期记忆(ResBiLSTM)神经网络和稀疏注意力机制的传感器故障诊断方法。以核电厂目标传感器和与之紧密相关的敏感参数集时序信号作为输入,构建ResBiLSTM模块进行故障特征提取。将残差模块的输出送给稀疏注意力模块,进一步关注历史序列时刻中的重要部分。筛选保留目标特征,滤除冗杂特征,以实现精准提取有效故障特征。在输出端,利用Softmax分类器输出故障分类结果。对核电厂反应堆出口温度现场数据进行故障注入以及诊断试验,故障识别准确率均达到98%以上。试验结果表明,所构建模型可以实现对原始时域信号的多尺度特征提取和故障诊断。通过与深度卷积神经网络(CNN)、深度稀疏自编码器(SAE)和支持向量机(SVM)等算法进行对比,所提模型的故障识别性能更优。

关键词：核电厂传感器故障诊断双向长短期记忆神经网络残差网络稀疏注意力机制反应堆出口温度

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