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中国核学会2011年年会

作者：吴志强曾少立核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041 中国核动力研究设计院设计所，四川成都 610041

反应堆仪控系统是核电站的重要系统，其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备，要求具有高安全性、高可靠性，其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外，为打破国外垄断和实现... 详细信息

反应堆仪控系统是核电站的重要系统，其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备，要求具有高安全性、高可靠性，其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外，为打破国外垄断和实现国产化，拥有自主知识产权的安全级数字化仪控硬件平台，中国核动力研究设计院为反应堆安全级 1 E级设备应用开展了仪控安全级硬件平台的设计和研制。文章对该硬件平台选用的技术路线、构架、性能指标、研发过程等情况进行了描述，并介绍了以该平台为基础集成的反应堆保护装置工程样机验证情况，试验表明该硬件平台完全满足安全级1 E级要求，通过后续按核电相关标准开展适应性优化和补充试验鉴定工作，该平台可作为安全级DCS 硬件平台完整解决方案向核电市场进行推广。

关键词：数字化仪控系统 MICON系统

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BN理论在连续能量蒙卡方法产生均匀化群常数上的应用

BN理论在连续能量蒙卡方法产生均匀化群常数上的应用

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中国核学会2011年年会

作者：李满仓王侃姚栋清华大学工程物理系北京100084 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 清华大学工程物理系北京100084 中同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

组件均匀化过程中,连续能量蒙特卡罗方法相比多群确定论方法有许多优势,可以产生更精确的群常数.实际应用中,需要对均匀化使用的全反射单组件局部均匀化模型适当修正以考虑堆芯的有限性.研究连续能量蒙卡方法均匀化群常数的实践中,应用B... 详细信息

组件均匀化过程中,连续能量蒙特卡罗方法相比多群确定论方法有许多优势,可以产生更精确的群常数.实际应用中,需要对均匀化使用的全反射单组件局部均匀化模型适当修正以考虑堆芯的有限性.研究连续能量蒙卡方法均匀化群常数的实践中,应用BN理论对应用全反射边界条件产生的群常数进行泄漏修正,使用曲率的基模作为系统有限性的度量.使用求解0维细群B1方程得到临界谱修正用于群常数产生的权重谱.简化压水堆模型的研究和临界试验结果的验证表明BN方法应用在连续能量蒙卡方法均匀化中修正了泄漏效应.

关键词： leakage effect homogenization Monte Carlo multi group constants BN theory

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燃料组件格架几何建模及网格划分技术

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核动力工程 2010年第S1期31卷 88-92页

作者：陈杰陈炳德张虹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

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段... 详细信息

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段的模拟长度分别为250mm和230mm;模拟格架的数量为一道。研究网格对计算结果的影响,确定了分段网格划分方式和网格数量:入口段和出口段采用结构化网格,格架段采用非结构化网格。整个研究对象总节点数为1032258,总栅元数为2601614,其中格架段网格数占75.8%。

关键词：计算流体力学燃料组件搅混

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状态导向规程引导下的蒸汽发生器给水流量完全丧失事故分析研究

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核动力工程 2010年第S1期31卷 8-10页

作者：冉旭方红宇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

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与... 详细信息

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与事故导向规程(EOP)的比较,展示了SOP规程在该事故工况下的应用情况。

关键词：状态导向规程 CATHARE程序给水流量完全丧失事故岭澳核电站二期

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岭澳核电站蒸汽发生器水位控制系统改进方案仿真研究

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核动力工程 2010年第4期31卷 66-70页

作者：陈智张英张帆余红星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

利用核电厂瞬态分析和控制系统优化设计程序CATIA2,依据各典型瞬态试验验收的不同准则,通过核电厂典型瞬态下的数值仿真试验,为岭澳核电站解决主给水流量系统管路及调节阀振动问题拟采用的蒸汽发生器给水控制系统改进方案进行了仿真验... 详细信息

利用核电厂瞬态分析和控制系统优化设计程序CATIA2,依据各典型瞬态试验验收的不同准则,通过核电厂典型瞬态下的数值仿真试验,为岭澳核电站解决主给水流量系统管路及调节阀振动问题拟采用的蒸汽发生器给水控制系统改进方案进行了仿真验证。结果表明:该改进方案可行,并且对反应堆控制系统所带来的影响是可接受的。

关键词：蒸汽发生器水位控制系统改进方案仿真研究

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秦山核电厂二期扩建工程吊篮筒体焊接变形的分析及其控制

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核动力工程 2010年第6期31卷 1-4,9页

作者：王庆田许斌何大明李燕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

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减... 详细信息

秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减小焊接变形。结果表明,4#吊篮筒体焊接结果满足设计要求。

关键词：反应堆堆内构件核电吊篮筒体焊接变形控制

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超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发

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核动力工程 2010年第6期31卷 52-55,74页

作者：安萍姚栋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

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计... 详细信息

针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计算采用子通道ATHAS程序;燃耗计算采用ORIGEN程序。HPLWR燃料组件计算结果表明,程序计算结果是可靠的。

关键词：超临界水冷堆燃料组件物理热工耦合

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应用不连续因子修正的六角形解析节块方法

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核动力工程 2010年第2期31卷 1-5页

作者：倪东洋咸春宇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

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率... 详细信息

在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO2和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率分布和有效增殖因子的计算精度。

关键词：不连续因子六角形节块解析节块方法解析基函数中子扩散方程

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含钆燃料组件能量计算

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核动力工程 2010年第4期31卷 8-11页

作者：王家翀安萍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

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带... 详细信息

通过对钆元素中子物理特性和实例组件的计算分析,指出由于常规计算中对计算公式进行简化而忽略了核素俘获反应所带来的能量释放,以及某些核数据库无法提供完整的俘获吸收截面和相关释热参数数据,会给含钆燃料组件中各种物理参数计算带来计算误差;给出了正确的计算公式,并且通过构造组件实例,应用成熟的计算程序和改进后的计算方法获得了正确的计算结果。

关键词：钆元素物理特性燃料组件能量计算准确度

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基于分布式的核动力装置故障诊断方法研究

基于分布式的核动力装置故障诊断方法研究

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第一届中国(国际)核电仪控技术大会

作者：董雅欣刘永阔凌霜寒宋怡哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 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

核电厂对运行的安全性、可靠性和经济性的要求较高，有效的状态监测与故障诊断具有重大的现实意义。本文针对核电厂设备故障的特点，提出一套基于分布式的故障诊断方法，在此基础上构建了基于分布式的核电厂故障诊断系统的具体结构。... 详细信息

核电厂对运行的安全性、可靠性和经济性的要求较高，有效的状态监测与故障诊断具有重大的现实意义。本文针对核电厂设备故障的特点，提出一套基于分布式的故障诊断方法，在此基础上构建了基于分布式的核电厂故障诊断系统的具体结构。本系统局部诊断模块采用模糊神经网络进行初诊，然后将各个局部诊断模块的诊断结果传送给全局诊断模块，全局诊断模块采用数据融合的诊断方法对初步诊断结果进行数据融合进行复诊，仿真实验表明该方法可以对核电厂设备的单一故障进行诊断，又可以应用到多重故障的诊断中，大大提高了核电厂故障诊断的准确性。

关键词：核动力装置分布式故障诊断模糊神经网络数据融合

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