检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第6期42卷 254-260页

作者：郭子萱简晓彬李文杰张坤王鹏王严培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 复旦大学航空航天系力学与工程仿真研究所上海200433

本文建立了U-10Mo/Zr单片式燃料元件的辐照性能模型以及热-力学本构关系,采用有限元方法进行非均匀辐照场中燃料元件稳态热-力学性能的数值模拟,获得并分析了U-10Mo/Zr单片式燃料元件温度、形变和应力的分布特点及变化规律。研究结果表... 详细信息

本文建立了U-10Mo/Zr单片式燃料元件的辐照性能模型以及热-力学本构关系,采用有限元方法进行非均匀辐照场中燃料元件稳态热-力学性能的数值模拟,获得并分析了U-10Mo/Zr单片式燃料元件温度、形变和应力的分布特点及变化规律。研究结果表明,燃料芯体厚度增量在芯体和包壳结合面附近达到最大,主要受到燃料辐照蠕变的影响;在较低燃耗条件下,燃料芯体高温辐照肿胀模拟结果与低温辐照肿胀试验结果相当;燃料芯体边角区域和包壳端面外侧区域存在应力集中。

关键词： U-Mo燃料单片式燃料元件热-力学性能研究试验堆有限元方法

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核电厂汽轮机厂房消防联动电压低问题的分析与处理

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建筑安全 2023年第8期38卷 86-89页

作者：陈杰肖安洪曾辉靳津郭文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

火灾自动报警系统消防联动功能的完整性、正确性和可靠性是实现其安全功能的重要保证。结合现场实际情况,介绍了某核电厂汽轮机厂房消防联动调试期间,防火阀等消防设备无法联动、消防电源保险频繁烧毁、供电线路压降过大、终端设备供电... 详细信息

火灾自动报警系统消防联动功能的完整性、正确性和可靠性是实现其安全功能的重要保证。结合现场实际情况,介绍了某核电厂汽轮机厂房消防联动调试期间,防火阀等消防设备无法联动、消防电源保险频繁烧毁、供电线路压降过大、终端设备供电电压不足等复合问题的分析处理过程。基于消防法规规范,采用单一变量方法多次复现试验过程进行数据采集和分析,得出原因有同时联动设备过多、防火阀卡涩、消防电源容量不足且输出电压过低、消防供电线路布置不佳等。通过采取增加联动延时、处理阀门卡涩问题、增加消防电源、调高消防电源输出电压及优化供电线路的处理措施后,再次执行联动试验,结果合格,设备均能正常动作,新增消防电源容量可满足极端火灾工况的供电需求。

关键词：火灾自动报警系统消防联动消防电源供电线路

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带有启发式因子的死锁模型检测算法

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重庆理工大学学报（自然科学） 2022年第12期36卷 305-312页

作者：王焱吴涛杨斐成都信息工程大学计算机学院成都610225 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

提出了一种基于差分进化算法的模型检测算法,用以解决模型检测中的死锁检测问题。模型检测方法通过抽象出一个系统的模型和定义关于该系统的具体规范,模型检测器就可以自动验证系统是否满足规范。由于一般的显式模型检测器是采用确定性... 详细信息

提出了一种基于差分进化算法的模型检测算法,用以解决模型检测中的死锁检测问题。模型检测方法通过抽象出一个系统的模型和定义关于该系统的具体规范,模型检测器就可以自动验证系统是否满足规范。由于一般的显式模型检测器是采用确定性算法来完成检测的(如深度优先搜索),因此在对状态空间较大的系统进行检测时,模型检测的效率较低,甚至不能完成检测。为了缓解这种问题,提出了一种基于差分进化算法的启发式模型检测算法。同时基于原有算法框架扩展了基于路径的编码、模拟退火、关键参数自适应等操作用于提高算法表现。结果表明,该算法可以在较少的时间内找到含有死锁状态的反例路径,并且与确定性算法和2种不确定性算法(粒子群算法,遗传算法)比较,在状态搜索方面与生成反例长度方面均有更好的表现。

关键词：模型检测差分进化算法死锁检测

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“华龙一号”核仪表系统设备自主设计研究

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自动化仪表 2023年第S1期44卷 289-293页

作者：高志宇王银丽黄有骏何正熙包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四川成都610213

“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用... 详细信息

“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用电压频率转换、电流频率转换等测量技术,实现全光隔离的硬件架构,提高了数字化核仪表自身的抗电磁干扰能力。吸取国内外同类设备在设计和使用中的经验,集成了核电厂常用的反应性计算和反应堆失水事故计算功能,并研发了具备自动测试功能的移动服务单元。通过核安全级设备要求的基准试验、电磁兼容性试验、环境试验和地震试验,证明了该设备满足“华龙一号”核仪表系统设备的要求。该设备的研制可支撑我国核仪表系统设备的自主供货。

关键词：华龙一号核仪表系统自主设计光隔离数字化鉴定试验

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基于MAAP5的熔融池瞬态换热特性探讨

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科技视界 2023年第5期 84-87页

作者：张明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

文章采用MAAP5程序针对大破口严重事故工况下熔融池瞬态换热特性进行了分析。MAAP5程序在金属层质量计算中,由于围板与吊篮合并,无法单独模拟,计算中此部分未熔化,导致金属质量偏少;但另一方面,在计算金属层质量时,考虑了下封头壁面熔... 详细信息

文章采用MAAP5程序针对大破口严重事故工况下熔融池瞬态换热特性进行了分析。MAAP5程序在金属层质量计算中,由于围板与吊篮合并,无法单独模拟,计算中此部分未熔化,导致金属质量偏少;但另一方面,在计算金属层质量时,考虑了下封头壁面熔化的金属质量,但不考虑下腔室几何形状的变化,因此计算的金属层厚度偏厚。在金属层壁面热流密度计算中,下支承板失效带来的金属质量快速增加反而导致了壁面热流密度增加,这与稳态分析有明显不同。主要原因是金属层瞬态计算中,金属层温度及温差变化对热流密度峰值影响更大,而金属层厚度对瞬态过程热流密度影响非常小,主要影响最终稳定状态下的热流密度。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留瞬态换热金属层

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反应性辅助决策系统设计与实现

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中国核电 2024年第5期17卷 632-639,644页

作者：郭凤晨高露露芦韡胥俊勇于洋吴丹蕾刘婷赵德华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 海南核电有限公司海南海口572733

为了实现对反应堆三维空间内详细功率分布和物理、热工等安全状态参数的实时在线监测,基于反应性跟踪与预测的动态数据驱动模型,中国核动力研究设计院和海南核电有限公司共同研发了反应性辅助决策系统RAINBOW-PET。本文对反应性辅助决... 详细信息

为了实现对反应堆三维空间内详细功率分布和物理、热工等安全状态参数的实时在线监测,基于反应性跟踪与预测的动态数据驱动模型,中国核动力研究设计院和海南核电有限公司共同研发了反应性辅助决策系统RAINBOW-PET。本文对反应性辅助决策系统的设计实现等进行了研究,包括系统总体架构设计、数据库方案、多任务支持、可靠性设计等,在此基础上完成了反应性辅助决策系统的编码实现。目前,该系统已成功应用于海南昌江1、2号机组的在线监测,为反应堆运行人员进行堆芯控制提供参考。

关键词：反应性架构设计在线监测

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核电厂控制棒价值测量评价方法改进研究

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核科学与工程 2021年第3期41卷 485-490页

作者：刘晓黎周金满王晨琳陈亮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

控制棒价值测量是核电厂物理试验的一项重要的内容。试验测量得到的棒价值需要与理论值进行比较,确保其偏差小于要求的限值。该试验不但验证堆芯满足核设计和技术规格书的要求,以保证安全分析结果的有效性。国内各压水堆电厂的大量试验... 详细信息

控制棒价值测量是核电厂物理试验的一项重要的内容。试验测量得到的棒价值需要与理论值进行比较,确保其偏差小于要求的限值。该试验不但验证堆芯满足核设计和技术规格书的要求,以保证安全分析结果的有效性。国内各压水堆电厂的大量试验数据表明,传统的控制棒计算方法得到的理论数据用于测量评价往往出现较大偏差。本文通过对传统的控制棒计算方法产生偏差的原因进行了研究,并对目前核电厂使用的两种主要的控制棒测量方法进行了分析,根据两种测量方法,分别进行了理论计算方法的改进。通过电厂实测数据对比验证,针对两种不同测量方法的评价方法改进可有效降低控制棒价值实测值与理论值的偏差。

关键词：控制棒价值偏差调硼法置换法共轭通量

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基于竖直圆管空气-水两相流实验的相间曳力模型研究

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原子能科学技术 2022年第8期56卷 1499-1505页

作者：张卢腾黄涛张牧昊祝文何清澈许汪涛孙皖马在勇丁书华李仲春潘良明重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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 成都理工大学核技术与自动化工程学院四川成都610059

研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现... 详细信息

研究两相流相间阻力特性对系统程序关键本构模型封闭具有重要意义。本文基于竖直圆管开展了空气-水两相流实验,采用四探头电导探针对空泡份额、气泡弦长和界面面积浓度等气泡参数的径向分布进行了测量。结果表明空泡份额和气泡弦长呈现“核峰型”分布,而界面面积浓度并没有表现出随流速的单调关系。进一步开发了泡状流和弹状流的相间曳力模型,考虑了液相表观流速与管径对气泡尺寸分布的影响,建立了临界韦伯数与不同液相流速的关系。计算得到的空泡份额和界面面积浓度与实验数据整体符合较好,验证了模型的可靠性,为两相流相间阻力特性研究提供参考意义。

关键词：两相流竖直圆管相间曳力空泡份额界面面积浓度

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丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

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核科学与工程 2021年第6期41卷 1251-1259页

作者：侯丽强张明李峰刘一泽罗炜刘兆东黎春梅郑洪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四川成都610213

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以... 详细信息

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

关键词：丧失交流电源丧失最终热阱先进压水堆应对措施

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新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述

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核科学与工程 2024年第3期44卷 513-520页

作者：段振刚高士鑫赵艳丽李垣明辛勇李权粟敏重庆大学能源与动力工程学院核工程与核技术系重庆400044 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活... 详细信息

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。

关键词：新型核反应堆慢化材料金属氢化物氢化钇氢化锆

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