检索结果-内蒙古大学图书馆

仪器仪表用户 2021年第6期28卷 53-57页

作者：薛凯侯荣彬李勇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

本文以SRAM为研究对象,介绍了储存器中常见的几种故障类型以及测试方法。March算法能够对各种储存器常见故障进行检测,但有些故障(比如耦合故障中的字内故障和字间故障)是检测不出来的。通过对现有测试算法的优化,使储存器测试的故障覆... 详细信息

本文以SRAM为研究对象,介绍了储存器中常见的几种故障类型以及测试方法。March算法能够对各种储存器常见故障进行检测,但有些故障(比如耦合故障中的字内故障和字间故障)是检测不出来的。通过对现有测试算法的优化,使储存器测试的故障覆盖率更高,并采用硬件描述语言,以FPGA为开发平台,以储存器内建自测试(Memory Build-In Self-Test,MBIST)的方式构建SRAM测试电路,并进行仿真验证。

关键词：硬件描述语言 March SRAM MBIST FPGA

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“华龙一号”反应堆及一回路系统设计优化改进

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中国核电 2021年第2期14卷 157-167页

作者：崔怀明王明利王亚曦周金满黄代顺杨敏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

本文对福建漳州核电厂1号、2号机组“华龙一号”反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于“华龙一号”首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系... 详细信息

本文对福建漳州核电厂1号、2号机组“华龙一号”反应堆及一回路系统与相关系统设计方案相对于“华龙一号”首堆示范工程实施的优化改进及论证分析进行了说明,其主要内容包括:反应堆堆芯设计优化改进、反应堆结构设计优化改进、一回路系统及其设备优化改进、相关仪控系统优化改进、相关安全系统优化改进等。通过以上优化改进措施,在确保安全性的前提下,使得福建漳州核电厂1号、2号机组反应堆热功率从“华龙一号”首堆示范工程的3050 MW提升到3180 MW,机组额定电功率从1161 MW提升至1212 MW。结合本工程其他它设计改进,使得“华龙一号”漳州项目建造比投资降低约3%,进一步提升了“华龙一号”的经济性和竞争力。最后,本文提出后续优化的方向和技术路线,为“华龙一号”持续优化提供参考建议。

关键词： “华龙一号” 技术融合反应堆一回路系统设计优化改进

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先进压水堆大破口失水事故耦合特性研究

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核科学与工程 2020年第3期40卷 426-430页

作者：杨灵均冷洁毕树茂邓坚刘余朱大欢蒋孝蔚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

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能... 详细信息

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统作为事故后安全壳排热手段,事故后以钢安全壳为换热面将释放到安全壳的能量传递到环境中。失水事故后非能动安全壳冷却系统带热能力的好坏关系到整个反应堆的安全,事故进程中反应堆冷却剂系统的非能动特性与安全壳的非能动特性相互耦合,需要将非能动安全壳冷却系统和反应堆冷却剂系统进行耦合分析,了解事故后反应堆冷却剂系统与安全壳的耦合特性。本文通过开展大破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合分析,了解各非能动系统在大破口失水事故工况下的耦合特性。分析结果显示:大破口失水事故下,耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性尤其是非能动余热排除系统排热功率、内置换料水箱注入时机和流量、自动卸压阀流量、安全壳压力温度等均与单独计算有较大差异,大破口失水事故下耦合分析得到的事故前期安全壳压力、温度峰值小于单独计算,事故后期安全壳压力在地坑水蒸发的作用下会逐步高于单独计算结果。

关键词：先进压水堆耦合大破口失水事故

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新型定位格架夹持结构的力学特性研究

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原子能科学技术 2020年第12期54卷 2411-2417页

作者：任全耀陈杰赵瑞瑞雷涛郑美银彭园秦勉李建伟蒲曾坪陈平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 中核北方核燃料元件有限公司内蒙古包头014020

定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程,本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构,与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的... 详细信息

定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程,本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构,与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的夹持结构,进行了单条带弹簧、单条带刚凸及格架栅元夹持结构的力学性能试验,获得了弹簧、刚凸、栅元内夹持结构的进程形变量-载荷曲线和回程形变量-载荷曲线,并分析了各结构在100%与120%名义形变量下的载荷、永久形变量等力学性能数据。结果表明:新型全锆夹持结构在名义形变量附近具有较好的力学稳定性;格架栅元夹持结构与单条带弹簧试验所得力学性能相近,表明单条带试验具有较高的代表性和可靠性。

关键词：定位格架夹持结构力学特性弹簧刚凸

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一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 27-31页

作者：陈训刚莫锦涛杜华朱紫豪李国栋杨唯唯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 中国铁路成都局集团有限公司成都供电段成都610041

传统的控制棒驱动线公差分析方法无法得到令人满意的置信水平,且没有考虑控制棒和驱动杆的柔性变形的影响。针对该问题提出一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法,首先利用拉丁超立方采样法对公差尺寸链进行采样,... 详细信息

传统的控制棒驱动线公差分析方法无法得到令人满意的置信水平,且没有考虑控制棒和驱动杆的柔性变形的影响。针对该问题提出一种基于柔性变形的反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法,首先利用拉丁超立方采样法对公差尺寸链进行采样,然后根据抽取的样本拟合成错对中值累计误差的分布函数,误差输入和输出均满足6σ准则,在此基础上结合控制棒的挠性变形计算,分析驱动杆由竖直状态到倾斜状态,再到变形状态的动态变化。该方法提高了分析的准确性,减少了计算的保守性,并通过某反应堆控制棒驱动线试验得到了验证。

关键词：控制棒驱动线公差分析随机采样柔性变形

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熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

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原子能科学技术 2020年第12期54卷 2353-2361页

作者：刘明皓张玉龙王成龙张大林秋穗正李毅尹莎莎刘航杨红发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 西安交通大学能源与动力工程学院陕西西安710049

热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-... 详细信息

热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,建立了一套较为完整的数学物理模型,涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC,利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明:PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好,证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。

关键词：熔盐堆非能动余热排出系统高温热管系统建模

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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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面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展

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中国基础科学 2021年第4期23卷 1-8页

作者：陈平张瑞谦段振刚高士鑫杜沛南邱玺周毅尹春雨何琨何梁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反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳... 详细信息

作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳材料研制等方面取得的成果。面向未来不同需求的先进反应堆,这些自主研发的新型不锈钢包壳材料将为我国实现由核电大国向核电强国的转变提供有力支撑。

关键词：核反应堆不锈钢燃料包壳耐事故燃料

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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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基于核仪表系统关键元器件的标准化检测研究

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核标准计量与质量 2021年第4期 2-7页

作者：周洪旭杨戴博穆兰芬付进科何勇郑俊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

针对福清核电站5、6号机组核仪表系统关键元器件检测效率低、检测数据波动大等问题,文章对核仪表系统关键元器件检测方式进行了研究,提出了一种标准化的检测方法,以规范检测过程,降低检测中元器件损伤风险,提高检测效率。

关键词：元器件标准化检测

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