检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第S01期41卷 188-193页

作者：王晓童姚维华罗英董元元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

反应堆压力容器(RPV)用钢在辐照后产生的基体损伤、溶质原子析出相等辐照缺陷,是造成其辐照脆化的主要原因。基于反应速率理论建立了考虑多种析出相形核机理的团簇动力学模型,模拟了低铜RPV用钢中Mn-Ni-Si析出相等辐照缺陷的产生及其尺... 详细信息

反应堆压力容器(RPV)用钢在辐照后产生的基体损伤、溶质原子析出相等辐照缺陷,是造成其辐照脆化的主要原因。基于反应速率理论建立了考虑多种析出相形核机理的团簇动力学模型,模拟了低铜RPV用钢中Mn-Ni-Si析出相等辐照缺陷的产生及其尺寸、数密度随损伤剂量的变化。与实验数据的对比分析表明,同时考虑间隙原子型位错环主导和空位团簇主导这两种析出相形核机理的团簇动力学模型可以更好地模拟材料的辐照损伤行为。在此基础上辐照参数的敏感性分析表明,中子注量率对析出相的影响与注量有关,注量率越大,在低注量时产生的析出相越少,而在高注量时相对越多;此外,辐照温度越低越易产生析出相。

关键词：反应堆压力容器团簇动力学辐照损伤 Mn-Ni-Si析出相

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基于热管技术的非能动余热排出系统换热能力研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 100-104页

作者：鲜麟周科李峰杨帆张卓华张丹王小吉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

分离式热管技术在工业领域已有应用,多用于余热回收锅炉等节能领域,具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计,并基于系统程序对设... 详细信息

分离式热管技术在工业领域已有应用,多用于余热回收锅炉等节能领域,具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计,并基于系统程序对设计方案进行了分析论证,研究了不同充液率、冷热芯位差以及蒸发段和冷凝段面积比等系统条件下的热管传热能力,得到了各参数对热管性能的影响规律,并给出了推荐的适用于非能动余热排出系统设计的参数范围和方向。在本文计算范围内,充液率大于0.7后传热功率明显下降,零位差下系统仍能建立稳定循环,面积比在1.0~2.5范围内变化时,热管功率随面积比线性增大。

关键词：非能动余热排出系统分离式热管充液率

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基于CSG的堆芯蒙特卡罗输运模型可视化转换技术研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 180-184页

作者：袁光辉刘东余红星郝江涛强胜龙刘盈曹国海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

为了提高堆芯蒙特卡罗精细输运计算模型(简称MC计算模型)的三维可视化分析效率,在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上,通过对不同类型几何模型的特点,以及构造实体几何(CSG)模型的描述方法进行分析,提出了一种堆芯精... 详细信息

为了提高堆芯蒙特卡罗精细输运计算模型(简称MC计算模型)的三维可视化分析效率,在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上,通过对不同类型几何模型的特点,以及构造实体几何(CSG)模型的描述方法进行分析,提出了一种堆芯精细MC计算模型的自动三维可视化转换方法,并对可视化转换过程涉及到的CSG模型到边界描述(BREP)模型转换、BREP模型网格离散和CSG模型转换效率优化等关键技术进行了深入研究。测试结果表明,提出的MC计算模型自动三维可视化方法在功能和效率方面均能满足工程使用需求。

关键词：蒙卡模型可视化 CSG模型到BREP模型转换 BREP模型离散多任务并行

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AP1000与CPR1000堆外核测系统对比分析

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 41-45页

作者：徐世豪谢维波徐海燕彭浩吴志强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

堆外核仪表系统是压水堆核电站唯一可以直接测量核功率的系统,对于核电站的安全运行有着重要作用.AP1000是我国引进的第三代核电技术,CPR1000是我国目前在运的核电技术之一,两者在堆外核仪表系统的设计上有一定相似性,但在系统结构、探... 详细信息

堆外核仪表系统是压水堆核电站唯一可以直接测量核功率的系统,对于核电站的安全运行有着重要作用.AP1000是我国引进的第三代核电技术,CPR1000是我国目前在运的核电技术之一,两者在堆外核仪表系统的设计上有一定相似性,但在系统结构、探测器类型、信号处理以及安装方式上有较大的区别.目前,AP1000机组在国内缺少可借鉴的运行经验,其堆外核仪表系统及其所使用的探测器在国内也无运行经验反馈.通过分析两种堆外核测系统的相同点和不同点,结合以往电站的运行和维修经验,对比分析两者的优缺点以及可能存在的问题,为两种堆外核测系统的优化和改进及后续核电项目中堆外核测系统的设计给出建议.

关键词： AP1000 CPR1000 核仪表分布式控制系统

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核电厂数字化仪控系统算法软件自动化生成方法

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 31-35页

作者：黄俊李晓龙赵洋吴延群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

在核电厂数字化仪控系统(DCS)中,算法软件主要完成系统的业务功能,属于安全级软件.算法软件开发遵循软件的典型生命周期,即从软件的需求,设计到实现的整个过程.在核电行业的算法软件开发生命周期中,需求一般对应功能图,设计一般对应逻辑... 详细信息

在核电厂数字化仪控系统(DCS)中,算法软件主要完成系统的业务功能,属于安全级软件.算法软件开发遵循软件的典型生命周期,即从软件的需求,设计到实现的整个过程.在核电行业的算法软件开发生命周期中,需求一般对应功能图,设计一般对应逻辑图,实现一般对应C代码.在算法软件的开发过程中,可能在不经意间引入一些人为错误,导致一些不可承受的严重后果.文中针对核电厂DCS系统算法软件的安全性要求,基于SCADE软件的KCG模式生成代码,提出算法软件从需求到代码自动化生成的方法,并利用该方法开发出符合核电行业高安全性要求的算法软件,从而使得核电厂DCS系统设计人员既能节省整个算法软件的开发周期,又能保证开发出的软件具备在系统中运行的高安全性要求.在满足核安全的前提下,该方法可以大幅缩短工程设计的开发时间,提高用户使用体验,具有可观的经济效益.

关键词：核电厂数字化仪控系统自动化生成方法高安全性要求

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矩形小尺度加热通道流型构成及过渡准则研究

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核动力工程 2018年第6期39卷 15-18页

作者：田野黄伟罗涵禹王海松李鹏飞曹思民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

基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成,从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况,构建了基于力学模型假定的流型过渡准则,并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明,泡沫流-受限气泡... 详细信息

基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成,从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况,构建了基于力学模型假定的流型过渡准则,并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明,泡沫流-受限气泡流过渡准则预测准确度为93.94%,受限气泡流-环状流过渡准则预测准确度为94.07%,模型预测结果与实验数据基本吻合。

关键词：小尺度通道流型构成流型过渡准则力学模型

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热备架构的冗余AO模块设计

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 102-106页

作者：严浩丁捷赵淄弘刘滨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

模拟量输出(AO)模块作为分布式控制系统(DCS)平台的重要组成部分,能够实现工业控制4~20 mA的标准电流信号输出,参与反应堆的控制和保护.DCS平台热备架构针对控制器实现主从热备,提高了主控制器模块(MPU)的可靠性,但未考虑AO信号的冗余.... 详细信息

模拟量输出(AO)模块作为分布式控制系统(DCS)平台的重要组成部分,能够实现工业控制4~20 mA的标准电流信号输出,参与反应堆的控制和保护.DCS平台热备架构针对控制器实现主从热备,提高了主控制器模块(MPU)的可靠性,但未考虑AO信号的冗余.设计采用半值均流的方法,利用冗余AO模块之间直接的状态交互,实现故障情况下输出通道的快速切换,达到信号输出'无扰'.对冗余AO模块设计的必要性进行探讨,结合非冗余模型分析故障类型,提出冗余设计方案,阐述故障处理机制,并通过测试验证了设计的可行性.

关键词：模拟量输出模块分布式控制系统平台热备架构冗余自动化

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核电厂安全级DCS功能安全通信研究与分析

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 79-83页

作者：董长龙孙福海魏荣超张文帅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

通信功能作为核电厂安全级分布式控制系统(DCS)中的重要组成部分,其功能安全特性是整个1E-DCS系统功能安全的重要组成部分.采用IEC 61784-3中阐述的通信功能安全分析方法,研究和分析了中国核动力研究设计院自主研发的核电厂安全级DCS平... 详细信息

通信功能作为核电厂安全级分布式控制系统(DCS)中的重要组成部分,其功能安全特性是整个1E-DCS系统功能安全的重要组成部分.采用IEC 61784-3中阐述的通信功能安全分析方法,研究和分析了中国核动力研究设计院自主研发的核电厂安全级DCS平台NASPIC所使用的NASBUS通信协议,得出了该通信协议中所使用的安全协议符合标准规范中所要求的结论,且通信协议中使用的循环冗余校验(CRC)技术使得NASBUS协议帧的残余错误率满足安全完整性等级3(SIL3).

关键词：功能安全残余错误率分布式控制系统(DCS) 安全完整性等级(SIL) 循环冗余校验(CRC)

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基于表征抽取且可解释的反应堆事故诊断方法研究

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核动力工程 2023年第5期44卷 201-209页

作者：李承远李美福邱志方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

为实现准确且可信的反应堆鲁棒事故诊断,本文构建了一种基于表征抽取且具有可解释性的诊断框架:首先提出了降噪遮掩自动编码器(DPAE)深度学习模型,DPAE在不同破口位置和破口大小的模拟数据集上进行自监督学习后,其编码器结构能够从部分... 详细信息

为实现准确且可信的反应堆鲁棒事故诊断,本文构建了一种基于表征抽取且具有可解释性的诊断框架:首先提出了降噪遮掩自动编码器(DPAE)深度学习模型,DPAE在不同破口位置和破口大小的模拟数据集上进行自监督学习后,其编码器结构能够从部分缺失数据和噪声数据中自动提取监测参数的低维表征向量,进而将该表征向量用于基于分类和回归算法的下游诊断任务中;随后提出了一种基于后验可解释性算法的参数重要性计算方法,以分析监测参数对诊断结果的贡献。本研究以HPR1000为研究对象,在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下验证了所提出的诊断方法。实验结果显示,在信噪比为30 dB的高斯噪声以及遮掩比例为0.3的随机遮掩干扰下,经训练的DPAE模型依然能获得有效的数据表征。此外,在受到信噪比为20 dB、遮掩比例为0.2的干扰下,相较于“端到端”诊断模型,本研究提出的“上下游”诊断模型在破口位置和尺寸诊断方面表现更优,并能识别对诊断结果贡献较大的监测参数。本研究提出的反应堆事故诊断方法有助于打造精确、稳定且可靠的智能反应堆运行维护系统。

关键词：事故诊断表征抽取后验可解释性降噪遮掩自动编码器(DAPE)

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华龙一号调试首堆试验研究与设计

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核动力工程 2019年第5期40卷 184-186页

作者：黄宗仁刘昌文赖建永李峰王啸宇李燕李海颖冷贵君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

介绍了国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新... 详细信息

介绍了国家核安全局(NNSA)、国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。

关键词：华龙一号调试首堆试验研究与设计

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