检索结果-内蒙古大学图书馆

机械工程师 2021年第5期 79-81页

作者：董岱林杜华殷琪张安锐王坤徐世超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610041

反应堆新燃料组件的表面在生产、贮存及运输过程中可能会附着一些细小杂质和粉尘,而反应堆新燃料组件在入堆前必须保证其表面清洁及干燥,根据该要求,并结合新燃料组件及场地特点,对相应清洗装置开展了方案设计,并对设计方案进行了试验... 详细信息

反应堆新燃料组件的表面在生产、贮存及运输过程中可能会附着一些细小杂质和粉尘,而反应堆新燃料组件在入堆前必须保证其表面清洁及干燥,根据该要求,并结合新燃料组件及场地特点,对相应清洗装置开展了方案设计,并对设计方案进行了试验及理论分析,最终研制出了相应清洗装置,并得到工程实践验证。

关键词：反应堆新燃料组件清洗装置

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堆芯探测器组件拆除操作时间的参数化研究

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核科学与工程 2020年第2期40卷 341-348页

作者：李娜余志伟安彦波张翼王尚武湛卉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室四川成都610213

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间... 详细信息

为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间的方程,并确认其满足目标要求。同时,结合“华龙一号”已知设备的相关运行参数,研究关键参数对拆除操作总时间的影响。

关键词：堆芯探测器组件拆除参数化时间

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事故容错燃料安全性能初步分析

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原子能科学技术 2020年第8期54卷 1441-1447页

作者：杨红发巫英伟尹莎莎刘明皓汪宇赖建永廖先伟谢海燕王嘉瑞欧阳斌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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

事故容错燃料(ATF)是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO 2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO 2-Zir-4进... 详细信息

事故容错燃料(ATF)是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力,从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序,对UO 2-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO 2-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知:相较于传统UO 2芯块,稳态运行工况下,热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度,同时在瞬态事故工况下,FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳,在瞬态事故工况下,FeCrAl的包壳峰值温度更小,达到的时间更晚,同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能,事故过程中产生的氢气质量更小。

关键词：事故容错燃料 RELAP5程序事故容错能力抗高温氧化性能

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核电站安全级DCS系统及软件安全分析

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仪器仪表用户 2021年第8期28卷 87-90页

作者：黄清淮刘明明黄鹏曾山吕曦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

本文提出了核电站安全级DCS工程设计和实施中所需开展的安全分析活动,保证安全级DCS系统及应用软件的功能安全。通过系统及应用软件生命周期内的危害分析活动,将可能影响系统及应用软件功能安全的危害和风险进行识别和评估分析,将危害... 详细信息

本文提出了核电站安全级DCS工程设计和实施中所需开展的安全分析活动,保证安全级DCS系统及应用软件的功能安全。通过系统及应用软件生命周期内的危害分析活动,将可能影响系统及应用软件功能安全的危害和风险进行识别和评估分析,将危害和风险消除或控制在可接受范围内,确保核电站安全稳定运行。

关键词：核电站安全级DCS系统安全级应用软件危害分析

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核电厂数字化仪控设备寿命验证方法研究

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仪器仪表用户 2021年第4期28卷 78-82页

作者：刘明明张楮贺先建顾鹏程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

核电厂数字化仪控设备是核电厂的神经中枢,其作用是保证核电厂能够安全、可靠和有效运行。准确评估核电厂数字化仪控设备的寿命对于核电厂安全运行及运维策略的制定至关重要,一方面过于乐观地评估仪控设备寿命,可能由于设备“寿末期”... 详细信息

核电厂数字化仪控设备是核电厂的神经中枢,其作用是保证核电厂能够安全、可靠和有效运行。准确评估核电厂数字化仪控设备的寿命对于核电厂安全运行及运维策略的制定至关重要,一方面过于乐观地评估仪控设备寿命,可能由于设备“寿末期”的频繁失效而影响核电厂的可用性,从而影响安全运行;过于保守地评估仪控设备寿命,可能由于过早的投入“备件设备”而加大核电厂运维成本,从而影响经济性。因此,如何准确、定量地评估并验证核电厂仪控设备寿命有着十分重要的意义。本文基于阿伦纽斯模型,提出了一种仪控设备加速寿命评估验证的方法,为行业践行仪控设备运行维护及备品备件管理策略研究提供参考。

关键词：核电厂数字化仪控设备加速老化阿伦纽斯模型寿命验证方法

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代码生成器形式化验证技术研究

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仪器仪表用户 2021年第4期28卷 47-51页

作者：侯荣彬马权兰林蒋维杨斐李昂李丹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

代码生成器已经广泛应用于嵌入式控制软件的开发。对于安全攸关的软件系统,对软件可靠性有很高的要求,代码生成器作为工具软件被要求与所生成代码有相同的可靠性,形式化验证方法可有效保证代码生成器的可靠性。本文介绍了用于构建形式... 详细信息

代码生成器已经广泛应用于嵌入式控制软件的开发。对于安全攸关的软件系统,对软件可靠性有很高的要求,代码生成器作为工具软件被要求与所生成代码有相同的可靠性,形式化验证方法可有效保证代码生成器的可靠性。本文介绍了用于构建形式化验证代码生成器的方法,针对Lustre到C的代码生成器给出Lustre和C的抽象语法,并定义Lustre到C翻译过程的语义保持性。

关键词：形式化验证代码生成器语义保持性软件可靠性

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基于新型燃料堆芯的不确定性分析研究

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现代应用物理 2023年第4期14卷 114-119页

作者：岳子腾张斌刘天娇王连杰倪东洋国家电投集团科学技术研究院有限公司国家能源核电软件重点实验室北京102209 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨151100

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,... 详细信息

参考日本第三代实验堆JRR-3,研究了核数据、输入参数的不确定性对有效增殖因子keff的影响。针对核数据,首先开展了核数据对3维全堆芯keff的不确定性分析及对组件均匀化常数的不确定度计算;其次以组件均匀化常数库为基础,通过抽样方法,采用堆芯计算程序进行了全堆芯模拟,进行了核数据在两步法计算下的影响分析。针对输入参数,首先通过敏感性分析筛选出对keff影响较大的参数,然后使用参数统计法、非参数统计法等多种不确定性分析方法对备选参数进行量化分析。结果表明:核数据对堆芯keff的相对不确定度为0.540 6%,其中235U的平均裂变中子数和瞬发中子裂变份额具有最大的敏感性系数,而235U平均裂变中子数和Al的(n, fission)反应具有最大的不确定性;输入参数的不确定性引起keff的相对不确定度为0.2%,参数统计法与非参数统计法在对keff的容忍区间计算结果上相近。

关键词：核数据输入参数不确定性分析两步法计算

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690合金管在不同法向载荷下的切向微动磨损性能研究

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表面技术 2020年第11期49卷 191-197页

作者：米雪唐攀沈平川郑斌陈果朱旻昊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 西南交通大学机械工程学院成都610031

目的通过690合金管/405不锈钢块(线接触)的切向微动试验,探究690合金管在不同法向载荷作用下的切向微动磨损机制和损伤演变规律。方法采用自制的多功能复合微动磨损试验机,研究法向载荷(10、20、40 N)对690合金传热管/405不锈钢抗振条... 详细信息

目的通过690合金管/405不锈钢块(线接触)的切向微动试验,探究690合金管在不同法向载荷作用下的切向微动磨损机制和损伤演变规律。方法采用自制的多功能复合微动磨损试验机,研究法向载荷(10、20、40 N)对690合金传热管/405不锈钢抗振条的切向微动磨损性能的影响。通过分析摩擦系数和耗散能,获得试验过程中的动力学信息,再通过光学显微镜、扫描电镜对磨痕进行微观分析,获得其磨损机制以及损伤演变规律。结果当位移幅值为100、200μm,法向载荷为10、20、40 N时,690合金管/405不锈钢块的微动运行状态处于完全滑移区。随着法向载荷的增加,摩擦耗散能和摩擦力增大,690合金管的损伤加剧,产生的磨屑增加,磨痕表面的剥落坑被磨屑覆盖而减少,摩擦系数呈下降趋势。沿微动方向,690合金表面的磨损区域内O、Fe、Ni和Cr的含量呈锯齿变化;沿接触方向,690合金管的磨损深度也呈现锯齿状,这都是690合金管和405不锈钢块均为非理想平面所致。结论总体而言,随着法向载荷的增加,690合金管和405不锈钢块的磨损体积增加,690合金管主要的磨损机制为剥层和磨粒磨损。

关键词： 690合金管 405不锈钢法向载荷切向微动磨损机制线接触

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基于SCADE的分布式核电仪控设计验证平台研究

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自动化仪表 2021年第S1期42卷 1-4,10页

作者：张旭姚璋邓志光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

仿真验证是仪控系统设计、验证和使用过程中的关键环节。随着我国核电数字化控制系统(DCS)的快速发展,仿真验证水平需要相应提高。利用高安全性应用开发环境(SCADE)平台构建核电站全厂工艺系统和控制系统模型,并在此基础上提出分布式仿... 详细信息

仿真验证是仪控系统设计、验证和使用过程中的关键环节。随着我国核电数字化控制系统(DCS)的快速发展,仿真验证水平需要相应提高。利用高安全性应用开发环境(SCADE)平台构建核电站全厂工艺系统和控制系统模型,并在此基础上提出分布式仿真模块开发方法。针对DCS多站点异步运行、站间实时通信的特点,创新性地利用SCADE代码生成与多线程并行多控制站的手段设计仪控验证平台,实现了工艺系统和多控制站间的数据交互及分布式仿真,完善了SCADE平台对于多控制站协同仿真功能的应用。某核电站蒸汽发生器水位调节控制系统的仿真验证结果表明,该模型仿真的准确性较高,能够为DCS系统的设计验证提供参考借鉴。该研究成果已在福建漳州核电站1#、2#机组安全级DCS供货项目系统设计中得到了应用。

关键词：安全性应用开发环境分布式设计验证仪控代码生成仿真

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核电站数字化棒位测量通道的研究与设计

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自动化仪表 2021年第S1期42卷 83-87页

作者：李梦书李国勇何正熙黄可东郑杲许明周何佳佶彭子恒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

控制棒实测棒位信息是核电站运行过程中的一项重要参数。利用棒位测量通道,能够有效获得准确的棒位信息。目前运行的核电站中被广泛使用的棒位测量通道,往往采用以数控调节器为核心的模拟电路设计。该设计在实际运行中控制精度较低、信... 详细信息

控制棒实测棒位信息是核电站运行过程中的一项重要参数。利用棒位测量通道,能够有效获得准确的棒位信息。目前运行的核电站中被广泛使用的棒位测量通道,往往采用以数控调节器为核心的模拟电路设计。该设计在实际运行中控制精度较低、信号处理误差较大,测量棒位易出现跳变。为解决这些问题,以数字处理芯片为核心,研究并设计了数字化棒位测量通道。通过理论分析与试验的方式,验证了该设计的可行性。该设计能够有效地提高控制和测量精度,具有实际的应用价值。

关键词：核电站控制棒实测棒位棒位测量通道数字化测量精度

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