检索结果-内蒙古大学图书馆

工业控制计算机 2024年第7期37卷 37-38,40页

作者：邓宇豪曾辉肖安洪冯晋涛李思兴单巍伟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610041

冗余通道设计是反应堆安全级仪控系统提高可靠性的一种常用技术手段。在安全级仪控系统测试工作中,测试阶段通常面临着交货节点的压力,会导致测试时间十分紧迫。为提升测试效率,提出了一种测试执行优化方案,建立了以异常检测率、严重异... 详细信息

冗余通道设计是反应堆安全级仪控系统提高可靠性的一种常用技术手段。在安全级仪控系统测试工作中,测试阶段通常面临着交货节点的压力,会导致测试时间十分紧迫。为提升测试效率,提出了一种测试执行优化方案,建立了以异常检测率、严重异常检测能力和代码覆盖率为影响因素的优先级计算方法,根据不同测试目标调整各影响因素权重。以缺陷检测加权百分比(APFD)这一测试指标定量描述测试执行效果,验证了测试用例优先级方法的有效性。所述方案在回归测试以及仪控系统冗余通道测试中具有良好的应用前景。

关键词：仪控系统测试用例优先级冗余通道缺陷检测率

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基于优化算法的工艺系统集成设计方案

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自动化应用 2024年第18期65卷 159-162页

作者：田野赖建永欧阳斌陈爽田培妤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

针对核电的复杂系统和复杂的传热流动多学科耦合过程,开发工艺系统系统集成分析设计平台,并完成核电系统一回路二回路中关键设备的热力分析、体积及质量计算。在系统的分析过程中加入敏感性分析和优化算法,优化设备的质量及尺寸,实现工... 详细信息

针对核电的复杂系统和复杂的传热流动多学科耦合过程,开发工艺系统系统集成分析设计平台,并完成核电系统一回路二回路中关键设备的热力分析、体积及质量计算。在系统的分析过程中加入敏感性分析和优化算法,优化设备的质量及尺寸,实现工艺系统尺寸小型化,从而提高装置的功率容积比。

关键词：核电管网质量评估多学科耦合过程

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反应堆堆内构件流体激振力的数值模型研究

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西南石油大学学报（自然科学版） 2021年第6期43卷 143-151页

作者：冯志鹏黄旋刘帅沈平川蔡逢春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

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键... 详细信息

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究。获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度(PSD)特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性。结果表明,大涡模拟(LES)模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷。

关键词：堆内构件流致振动大涡模拟湍流激励数值模型

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超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 270-276页

作者：张宏亮朱明冬孙晓阳何大明王庆田苏东川李宁曾畅何西扣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 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100089

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800... 详细信息

第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究,结果表明,316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值,长期应用温度限值建议不超过700℃,短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃。该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据。

关键词： 316H不锈钢超高温力学性能低周疲劳

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基于传递矩阵的管路-壳体耦合系统动力学建模

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噪声与振动控制 2024年第5期44卷 21-26页

作者：张啸涵黄修长曾庆娜杨咏上海交通大学机械系统与振动全国重点实验室上海200240 上海船舶设备研究所船舶与海洋工程特种装备和动力系统国家工程研究中心上海200031 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

针对管路-支撑-壳体耦合系统的振动响应快速预报和传递特性分析,采用Riccati传递矩阵法建立直管-弯管-变径管-泵-阀门复杂组合管路的动力学模型,以获取考虑流固耦合效应时组合管路的频响特性;采用频响函数子结构综合方法建立组合管路-支... 详细信息

针对管路-支撑-壳体耦合系统的振动响应快速预报和传递特性分析,采用Riccati传递矩阵法建立直管-弯管-变径管-泵-阀门复杂组合管路的动力学模型,以获取考虑流固耦合效应时组合管路的频响特性;采用频响函数子结构综合方法建立组合管路-支撑-壳体耦合系统的动力学模型,以获得在管路系统泵源模拟激励下的振动传递特性。对耦合系统的位移频响、传递特性开展分析,得到如下结论:对组合管路利用Riccati变换可解决传递矩阵法多管段数值精度累积误差的问题,在垂向简谐力激励下壳体和管路受到的垂向力大于轴向力和横向力,在各个支撑处通过各个方向传递的功率流量级基本一致。

关键词：振动与波组合管路流固耦合 Riccati传递矩阵法频响函数综合建模与优化

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核电厂延寿电仪设备鉴定热寿命评定方法研究

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设备管理与维修 2024年第1期 21-24页

作者：游洲刘飞洋刘亚男韩勇何正熙李朋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四川成都610041

在国际主流的核电厂延寿审查中,把保证安全级电仪设备在延寿期内设计基准事故环境条件下能够可靠执行安全功能的能力作为重要的审查内容。设备的鉴定寿命必须覆盖至核电厂延寿期末。本文针对我国核电厂安全级设备既有利用阿伦纽斯定律,... 详细信息

在国际主流的核电厂延寿审查中,把保证安全级电仪设备在延寿期内设计基准事故环境条件下能够可靠执行安全功能的能力作为重要的审查内容。设备的鉴定寿命必须覆盖至核电厂延寿期末。本文针对我国核电厂安全级设备既有利用阿伦纽斯定律,又有10℃定律完成初始寿命鉴定的现状,提出利用阿伦纽斯定律进行电仪设备鉴定寿命时限老化分析的具体方法。

关键词：延寿鉴定寿命时限老化分析阿伦纽斯定律

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基于动态模态分解方法的正方形排列管束流体弹性不稳定性研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 104-108页

作者：冯志鹏熊夫睿赵燮霖蔡逢春周进雄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 西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室西安710049

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其... 详细信息

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其次,引入动态模态分解(DMD)方法对流固耦合系统进行降阶分解与重构预测,进而从宏观响应和DMD模态2个层面研究了管束的流体弹性不稳定性。结果表明,DMD方法不仅可以实现对流场动力学特征的快速重构及预测,还可以准确提取不稳定流场的主导模态和频率,并能判断所提取模态的稳定性,与宏观响应相互应证,能更全面地反映系统的稳定性。

关键词：流体弹性不稳定性流固耦合管束动态模态分解(DMD)

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“华龙一号”核电厂多样化保护系统设计研究

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科技视界 2024年第8期14卷 40-43页

作者：朱攀冯威刘宏春陈鹏周继翔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四川成都610041

数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。... 详细信息

数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。为了缓解数字化安全级系统软件共因故障的后果并提高核电厂的安全性,需要设计一套不受安全级系统软件共因故障影响的多样化保护系统(DAS)。在发生SWCCF的情况下,DAS系统对反应堆提供必要的保护,以保证反应堆安全。文章系统介绍了“华龙一号”全球首堆福清5、6号核电厂中DAS系统的设计方法,并对DAS系统的概念、总体结构、设计准则和设计要点等进行了详细的分析说明。

关键词：多样化保护系统系统设计软件共因故障

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基于泄漏率的核设备密封技术研究

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原子能科学技术 2021年第10期55卷 1827-1835页

作者：王东辉傅孝龙曾庆娜臧峰刚刘晓波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 国家能源海洋核动力平台技术研发(实验)中心四川成都610213

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺... 详细信息

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。

关键词：垫片压缩回弹双锥密封结构泄漏率

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自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键影响因素研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 66-73页

作者：翟鹏迪朱恩平赵鹏程王天石于涛南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学核燃料循环技术与装备湖南省协同创新中心湖南衡阳421001 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

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热... 详细信息

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热3种因素对自然循环能力的影响,并开展了相关数值模拟验证。结果表明,数值模拟结果与本研究理论计算值吻合较好;3种自然循环能力影响机制耦合作用将降低SNCLFR-10系统自然循环能力,导致自然循环流量与功率之间不再满足理论所得的1/3次方关系。

关键词：自然循环驱动力冷/热池传热非线性温度分布反应堆压力容器壁散热关键影响因素

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