检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第5期43卷 245-249页

作者：张英中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点试验室成都610213

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一... 详细信息

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号(HPR 1000)海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。

关键词：反应堆控制系统控制系统参数系统仿真参数优化

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基于NJOY2016适用于KYLIN-V2.0程序的多群核截面数据库制作方法研究

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广东化工 2025年第8期 91-94页

作者：王冬勇卢庆陈长王晨琳贺涛彭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

多群核截面数据库是核反应堆物理计算的基础输入参数，对反应堆中子学计算精确度有着重要影响。近年来随着反应堆技术的不断发展，对多群核截面数据库的精确度要求越来越高。同时，由于核数据的测量技术也在不断发展，核评价数据越来越... 详细信息

多群核截面数据库是核反应堆物理计算的基础输入参数，对反应堆中子学计算精确度有着重要影响。近年来随着反应堆技术的不断发展，对多群核截面数据库的精确度要求越来越高。同时，由于核数据的测量技术也在不断发展，核评价数据越来越精确，所以有必要对原有的多群核截面数据库进行研究升级。本文基于核评价数据库ENDF/B-VIII.0，利用核截面加工处理程序NJOY2016和KYLIN＿Lib开展了适用于先进栅格物理计算程序KYLIN-V2.0的多群核截面数据库制作方法研究。基于本文提出方法重新制作了1H核素190群数据库并进行微观、宏观检验，结果表明了多群核截面数据库制作方法的正确性；新研制的LIB-2.0数据库满足先进堆芯核设计要求，与现有的LIB-1.0数据库相比其计算精度有了明显改进。

关键词： NJOY 截面数据库 KYLIN-V2.0 核反应堆物理

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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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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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模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 123-128页

作者：蔡志云任云赖建永张玉龙刘向红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

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围... 详细信息

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设计的稳压器除气系统理论上最快可以在4.13 h内完成除气,相比传统化容下泄除气法具有明显的时间优势。

关键词：热力除气稳压器除气优化系统设计

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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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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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模态应变能在反应堆及一回路系统动力分析中的应用

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核动力工程 2019年第3期40卷 205-210页

作者：熊夫睿叶献辉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

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分... 详细信息

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分析发现,波动管局部主导模态由于支吊架位置变化而发生变化,主导频率所对应的输入地震响应谱位置相应变化,进而影响了波动管附近的地震响应。然后,本文对同堆型环路模型动力分析中蒸汽发生器主蒸汽管是否能从环路模型中解耦进行了论证。分析发现,根据USNRC SRP3.7.2解耦准则的第二条,主蒸汽管满足解耦条件,可在动力分析中单独进行处理。本文所提出的分析方法可定量反映部件和设备在系统模型中的动力贡献程度,模态应变能的计算仅应用了系统级模型的质量和刚度信息,无需对整个系统进行时程瞬态分析。

关键词：反应堆及一回路系统动力分析模态应变能动力贡献度系统级模型

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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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