检索结果-内蒙古大学图书馆

大型铸锻件 2025年第2期 36-43页

作者：王俊霖洪小龙黄思语郑建能朱永有黄本生西南石油大学新能源与材料学院四川成都610500 西南石油大学能源装备研究院四川成都610500 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 二重(德阳)重型装备有限公司四川德阳618000

随着乏燃料数量不断的上升,乏燃料贮存屏蔽材料发展迅速。本文列举了屏蔽机制,综述了乏燃料贮存用不同屏蔽材料的研究进展,包括硼化不锈钢、铝基碳化硼(B 4C)、硼铝合金、非晶合金、含钆(Gd)复合材料、聚合物基材料等。分别介绍了各种... 详细信息

随着乏燃料数量不断的上升,乏燃料贮存屏蔽材料发展迅速。本文列举了屏蔽机制,综述了乏燃料贮存用不同屏蔽材料的研究进展,包括硼化不锈钢、铝基碳化硼(B 4C)、硼铝合金、非晶合金、含钆(Gd)复合材料、聚合物基材料等。分别介绍了各种乏燃料屏蔽材料的优点和缺点,提出了乏燃料贮存屏蔽材料未来的发展趋势,可为该领域材料的选择和防护提供参考。

关键词：乏燃料屏蔽材料屏蔽机制金属材料复合材料

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CSR150反应性控制研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 95-100页

作者：卢迪王连杰夏榜样黄彦平姚磊刘鑫尧周亚婧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核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应... 详细信息

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究,提出控制棒分区设计方案,采用富集硼作为安全棒吸收体材料,提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知,本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。

关键词：超临界水冷堆超临界水冷技术示范堆(CSR150) 可燃毒物控制棒富集同位素反应性控制

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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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纵深防御和多样性策略在安全级数字化控制系统研发中的应用

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 14-19页

作者：肖鹏周继翔刘宏春刘明明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

随着数字化技术的普遍使用,数字化控制系统(DCS)被日益广泛地应用于核电厂的反应堆保护系统,随之而来的是对数字化系统中软件共因故障的关注.纵深防御和多样性策略设计成为解决共因故障的有效措施.为保证核电厂仪控系统4个纵深防御层次... 详细信息

随着数字化技术的普遍使用,数字化控制系统(DCS)被日益广泛地应用于核电厂的反应堆保护系统,随之而来的是对数字化系统中软件共因故障的关注.纵深防御和多样性策略设计成为解决共因故障的有效措施.为保证核电厂仪控系统4个纵深防御层次的有效性,减少共因故障的发生,以核电厂仪控设计中最重要的设计准则纵深防御和多样性准则为出发点,基于一个安全动作指令完整的信号路径,从纵深防御和多样性的角度分别对信号调理及隔离分配,采集、处理和输出以及驱动信号的优先级处理3个组成部分提出具体的设计需求,指导安全级DCS系统的研发工作,确保开发出的产品能满足核电厂实际应用的特殊需求,从而为核电厂的安全运行提供有力保障.

关键词：纵深防御多样性软件共因故障

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船用核动力装置辐射安全技术研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 193-199页

作者：刘绍强张宏越谭怡吕焕文王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

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需... 详细信息

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需求角度,归纳了两者的总体发展目标,梳理了各自的重难点技术,最后绘制了放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术的技术发展路线图,为我国船用核动力辐射安全技术发展提供了方向和支撑。

关键词：船用核动力装置辐射安全技术放射性源项分析技术辐射屏蔽设计技术重难点技术技术发展路线图

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防振条约束失效对蒸汽发生器传热管面内流弹失稳的影响研究

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原子能科学技术 2019年第12期53卷 2382-2388页

作者：齐欢欢姜乃斌黄旋冯志鹏江小州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

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内... 详细信息

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内不同约束对传热管面内流弹失稳的影响。分析结果表明,随着面内支承连续失效位置的增多,弯管段面内首阶模态频率不断降低,出现在弯管段的振型越加明显;弯管段面内首阶模态不一定是最大流弹失稳比值出现的模态,最大流弹失稳比值出现模态的振型几乎都出现在弯管段;随着面内支承连续失效位置的增多,面内流弹失稳比值不断增大,当连续3个及以上防振条面内约束失效时,将出现流弹失稳现象。

关键词：蒸汽发生器传热管防振条约束失效面内流弹失稳

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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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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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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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