检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第5期42卷 8-14页

作者：张君毅闫晓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

压水堆燃料组件结构采用正方形排列的棒束形式,本文采用计算流体力学(CFD)方法对5×5全长棒束中过冷沸腾传条件下的均匀轴向功率分布(U-APD)和非均匀轴向功率分布(Non-U-APD)工况进行了热工水力性能对比分析。分析结果表明,所采用... 详细信息

压水堆燃料组件结构采用正方形排列的棒束形式,本文采用计算流体力学(CFD)方法对5×5全长棒束中过冷沸腾传条件下的均匀轴向功率分布(U-APD)和非均匀轴向功率分布(Non-U-APD)工况进行了热工水力性能对比分析。分析结果表明,所采用的壁面沸腾模型、相间作用力界面力模型和气泡尺寸分布模型能够较好地预测5×5全长棒束组件通道过冷沸腾工况的传热过程。通过对比发现Non-U-APD工况下,棒束通道内平均空泡份额起始点较均匀加热工况提前,增长速度较U-APD工况更快。在子通道平均值方面,Non-U-APD工况下角通道末端平均空泡份额要高于U-APD工况,而中心通道基本相同。Non-U-APD工况下,在第5个和第6个搅混格架(MVG)下游,文中所分析的角通道和中心通道的液相质量流速逐渐低于U-APD工况。

关键词：计算流体力学(CFD) 过冷沸腾全长棒束均匀轴向功率分布(U-APD) 非均匀轴向功率分布(Non-U-APD)

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RELAP程序用于PRS分析的适用性研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 189-193页

作者：张晓华李峰张渝吴清喻娜张舒鲜麟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

以三代核电技术"华龙一号"二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELA... 详细信息

以三代核电技术"华龙一号"二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理,定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求;同时通过修改RELAP程序水平/竖直管内蒸汽冷凝相关换热模型并与PRS实验台架结果进行对比,定量评价相关模型的适用性。在上述工作基础上,使用RELAP程序分析全厂断电(SBO)工况下PRS投入运行的瞬态过程,结果表明PRS能够建立自然循环并有效排出热量;最后分析了PRS误投入瞬态工况,结果表明PRS误投入工况下反应堆是安全的,PRS的设计满足要求。

关键词：非能动安全自然循环华龙一号二次侧非能动余热排出系统(PRS)

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基于智能预测的反应堆功率调节研究

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核动力工程 2019年第4期40卷 166-171页

作者：赵梦薇陈智廖龙涛李羿良黄轲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

针对比例-积分(PI)控制需进一步提高控制性能的需求,采用单步预测控制方案结合在线T-S模糊辨识和粒子群优化算法设计反应堆功率控制器。该控制器在不同工况下的仿真结果表明,预测控制在调节响应速度、超调量等指标上效果优于原先采用的P... 详细信息

针对比例-积分(PI)控制需进一步提高控制性能的需求,采用单步预测控制方案结合在线T-S模糊辨识和粒子群优化算法设计反应堆功率控制器。该控制器在不同工况下的仿真结果表明,预测控制在调节响应速度、超调量等指标上效果优于原先采用的PI控制。

关键词：预测控制反应堆功率调节模糊辨识粒子群算法

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核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 81-86页

作者：马权罗琦宋小明刘艳阳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

从安全级数字化仪控系统(DCS)平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发,结合相关法律法规及标准要求,对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究,并将其应用于中国核工业集团有限公司安全... 详细信息

从安全级数字化仪控系统(DCS)平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发,结合相关法律法规及标准要求,对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究,并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台--龙鳞系统(NASPIC)的主控模块设计中,同时搭建了华龙一号模拟件,并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试,这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明,诊断覆盖率达到98%,超出标准要求;实测通信误码率小于10-11,达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标;热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求,实现了主控制器的高可靠性。

关键词：主控制器诊断热备通信数字化仪控系统(DCS)

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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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确定论与概率论相结合的小型模块化压水堆应急堆芯冷却系统配置研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 175-179页

作者：高颖贤张航邱志方刘兆东李美福曾未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

基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异;在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急... 详细信息

基于小型模块化压水堆设计特点,分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异;在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急堆芯冷却系统设计,建议可取消安全级的ACC,在非能动堆芯补水箱(CMT)失效后利用其他已有注水水源来平衡设计,如能动余热排出系统增设换料水箱安注功能。

关键词：小型模块化压水堆确定论概率论安注箱

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现场总线终端电阻远程配置的设计方法与实验验证

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 137-141页

作者：丁捷严浩刘滨赵淄弘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

为了研究核电厂分布式控制系统(DCS)工程师站远程配置现场总线接入终端电阻的可行性,对终端电阻的配置方式和阻抗匹配数值进行理论与实验探讨.利用通信误码率监测程序,以理论计算传输线路特性阻抗为基础,分析不同通信速率下对终端电阻... 详细信息

为了研究核电厂分布式控制系统(DCS)工程师站远程配置现场总线接入终端电阻的可行性,对终端电阻的配置方式和阻抗匹配数值进行理论与实验探讨.利用通信误码率监测程序,以理论计算传输线路特性阻抗为基础,分析不同通信速率下对终端电阻配置参数的影响,并通过实验得到不同通信速率下最小误码率所对应的最优终端电阻配置参数.实验结果表明,此方法有效降低了现场总线通信误码率,可提高现有核电厂总线网络的可靠性,验证了利用终端阻值配置电路和远程配置方式的可行性.

关键词：现场总线终端电阻误码率远程配置

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三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

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核动力工程 2018年第6期39卷 167-171页

作者：刘丽莉余红星陈亮邓坚邓纯锐向清安邹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

严重事故后期,反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物(U-Zr-O-Fe)可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP... 详细信息

严重事故后期,反应堆压力容器(RPV)下腔室内熔融物(U-Zr-O-Fe)可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili&Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明,3种计算模型计算的熔池结构差异很大,进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili&Khatib-Rahbar模型,Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论,但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。

关键词：严重事故压力容器内熔融物滞留(IVR)策略 AP1000 熔池结构热流密度分布

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超临界水冷堆CSR150概念设计

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核动力工程 2023年第S01期44卷 9-13页

作者：甯忠豪王连杰卢迪夏榜样黄彦平陈兴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中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设... 详细信息

超临界水冷堆(SCWR)是第IV代核能系统候选堆芯之一。在中国核动力研究设计院提出的中国超临界水冷堆(CSR1000)概念设计方案的基础上,提出了超临界技术示范堆(CSR150)概念设计方案。本文开展了CSR150堆芯设计研究,堆芯采用45盒燃料组件设计,通过燃料富集度分区及双流程冷却剂流动方案设计,提升冷却剂出口温度并降低燃料包壳温度。研究分析表明,本文方案中功率分布、燃料包壳温度等关键参数满足CSR150设计目标和设计准则要求。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 中国超临界水冷堆(CSR1000) 超临界技术示范堆(CSR150)

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三模冗余技术提高核电仪控系统可靠性研究

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 166-170页

作者：魏荣超孙福海水璇璇董长龙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

核安全级数字化控制系统(DCS)是核电厂的核心控制系统,对保障核电的安全运行起着至关重要的作用.随着控制系统向数字化方向发展,现场可编程门阵列(FPGA)技术在安全级DCS系统中得到了广泛使用.针对FPGA在核电仪控系统领域面临的可靠性问... 详细信息

核安全级数字化控制系统(DCS)是核电厂的核心控制系统,对保障核电的安全运行起着至关重要的作用.随着控制系统向数字化方向发展,现场可编程门阵列(FPGA)技术在安全级DCS系统中得到了广泛使用.针对FPGA在核电仪控系统领域面临的可靠性问题,本文提出一种适用于FPGA利用三模冗余(TMR)技术提高核电仪控系统可靠性的方法,详细分析了三模冗余技术应用的优缺点,提出改进方案,并解析了FPGA芯片实现三模冗余的方法,针对基于FPGA利用三模冗余技术进行工程设计过程中存在的资源问题提出解决方案.

关键词： FPGA 三模冗余可靠性核仪控

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