检索结果-内蒙古大学图书馆

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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阻尼对主系统地震载荷的影响分析

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核动力工程 2013年第5期34卷 57-60页

作者：叶献辉齐欢欢张毅雄刘文进王明利龚君勇中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室成都610041

以核电厂主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对主系统地震载荷的影响。结果表明,在主系统地震分析中,采用瑞利阻尼方式计算的载荷相对比较保守;在计算方法允许的情况下应尽可能采用直接施加模态阻尼... 详细信息

以核电厂主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对主系统地震载荷的影响。结果表明,在主系统地震分析中,采用瑞利阻尼方式计算的载荷相对比较保守;在计算方法允许的情况下应尽可能采用直接施加模态阻尼或材料阻尼的方式,以降低载荷的保守性,提高核电厂的经济性。

关键词：阻尼主系统地震分析非线性

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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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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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窄缝通道两相流相间摩擦特性对再淹没骤冷前沿推进速率的影响研究

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核动力工程 2013年第6期34卷 66-69,74页

作者：曾未朱力刘松涛余红星孙玉发中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室成都610041

基于Saxena试验获得窄缝通道骤冷前沿推进速率,采用RELAP5程序对实验进行模拟,模拟结果表明程序高估了骤冷前沿推进速率。以两相动量守恒方程和Griffith矩形窄缝通道漂移流速度模型为基础,建立窄缝通道相间漂移流摩擦模型。该模型考虑... 详细信息

基于Saxena试验获得窄缝通道骤冷前沿推进速率,采用RELAP5程序对实验进行模拟,模拟结果表明程序高估了骤冷前沿推进速率。以两相动量守恒方程和Griffith矩形窄缝通道漂移流速度模型为基础,建立窄缝通道相间漂移流摩擦模型。该模型考虑了窄缝通道几何特征对相间摩擦的影响,能更好地预测低流速下窄缝通道再淹没骤冷前沿推进速率,同时明确了影响窄缝通道骤冷前沿推进速率的关键因素之一。

关键词：窄缝通道再淹没 RELAP5 骤冷前沿推进速率

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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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核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

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核动力工程 2017年第6期38卷 66-71页

作者：汤华鹏张知竹李海博张凯邓纯锐冉旭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

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究... 详细信息

先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。

关键词：非能动概率安全评价失效概率自然循环

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管道裂纹泄漏率计算方法研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 122-126页

作者：吴万军黄旋沈平川中国核动力研究设计院核反应堆设计技术重点实验室成都610213

介绍了常见的管道环向和轴向贯穿裂纹在拉伸和弯曲载荷下的张开位移计算方法,给出了基于Henry均匀非平衡流模型的管道裂纹泄漏率计算方法。将上述方法程序化,利用公开文献中的裂纹张开位移和泄漏率的试验结果与相应的计算结果进行对比... 详细信息

介绍了常见的管道环向和轴向贯穿裂纹在拉伸和弯曲载荷下的张开位移计算方法,给出了基于Henry均匀非平衡流模型的管道裂纹泄漏率计算方法。将上述方法程序化,利用公开文献中的裂纹张开位移和泄漏率的试验结果与相应的计算结果进行对比研究。结果表明,利用上述计算方法能够有效预测管道裂纹张开位移和泄漏率,可用于LBB裂纹泄漏评估;但上述方法不是精确计算方法,在工程应用时需考虑一定的保守系数。

关键词：裂纹张开位移裂纹泄漏率计算方法

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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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