检索结果-内蒙古大学图书馆

上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 14-19页

作者：肖鹏周继翔刘宏春刘明明彭浩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

随着数字化技术的普遍使用,数字化控制系统(DCS)被日益广泛地应用于核电厂的反应堆保护系统,随之而来的是对数字化系统中软件共因故障的关注.纵深防御和多样性策略设计成为解决共因故障的有效措施.为保证核电厂仪控系统4个纵深防御层次... 详细信息

随着数字化技术的普遍使用,数字化控制系统(DCS)被日益广泛地应用于核电厂的反应堆保护系统,随之而来的是对数字化系统中软件共因故障的关注.纵深防御和多样性策略设计成为解决共因故障的有效措施.为保证核电厂仪控系统4个纵深防御层次的有效性,减少共因故障的发生,以核电厂仪控设计中最重要的设计准则纵深防御和多样性准则为出发点,基于一个安全动作指令完整的信号路径,从纵深防御和多样性的角度分别对信号调理及隔离分配,采集、处理和输出以及驱动信号的优先级处理3个组成部分提出具体的设计需求,指导安全级DCS系统的研发工作,确保开发出的产品能满足核电厂实际应用的特殊需求,从而为核电厂的安全运行提供有力保障.

关键词：纵深防御多样性软件共因故障

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固-固二元复合材料等效导热系数模型研究综述及评价

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原子能科学技术 2020年第3期54卷 409-420页

作者：钱立波余红星孙玉发邓坚吴丹李仲春黄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

等效导热系数(ETC)是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k c、分散相导热系数k d、分散相填充率∅、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等... 详细信息

等效导热系数(ETC)是表征复合材料导热性能的重要参数,与连续相导热系数k c、分散相导热系数k d、分散相填充率∅、分散相形状及排列方式等密切相关。因此,复合材料等效导热系数的预测是一个非常复杂的过程。虽然目前存在多种复合材料等效导热系数计算模型,但这些模型在预测固-固二元复合材料等效导热系数时仍存在较大的不确定性,因此,应根据不同的应用工况选择预测精度较高的等效导热系数计算模型。本文首先总结了目前广泛应用的颗粒状分散相固-固二元复合材料等效导热系数预测方法,包括已有经验或理论模型、最小热阻法、热阻网络法、数值模拟方法、渐进均匀化方法、逾渗理论方法等,然后基于国内外开展的固-固二元复合材料等效导热系数实验或数值模拟结果,综合评价已有经验或理论模型,给出不同应用工况下预测精度较高的等效导热系数经验或理论模型。

关键词：固-固二元复合材料等效导热系数模型评价

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防振条约束失效对蒸汽发生器传热管面内流弹失稳的影响研究

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原子能科学技术 2019年第12期53卷 2382-2388页

作者：齐欢欢姜乃斌黄旋冯志鹏江小州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

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内... 详细信息

根据防振条布置以及面内支承连续失效个数,将防振条面内约束失效分析划分为多种工况,分析了不同工况下面内约束失效对传热管面内模态的影响,采用各位置阻尼在振型函数上进行加权平均的方法计算了各阶模态的阻尼比,进而研究了防振条面内不同约束对传热管面内流弹失稳的影响。分析结果表明,随着面内支承连续失效位置的增多,弯管段面内首阶模态频率不断降低,出现在弯管段的振型越加明显;弯管段面内首阶模态不一定是最大流弹失稳比值出现的模态,最大流弹失稳比值出现模态的振型几乎都出现在弯管段;随着面内支承连续失效位置的增多,面内流弹失稳比值不断增大,当连续3个及以上防振条面内约束失效时,将出现流弹失稳现象。

关键词：蒸汽发生器传热管防振条约束失效面内流弹失稳

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模态应变能在反应堆及一回路系统动力分析中的应用

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核动力工程 2019年第3期40卷 205-210页

作者：熊夫睿叶献辉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

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分... 详细信息

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分析发现,波动管局部主导模态由于支吊架位置变化而发生变化,主导频率所对应的输入地震响应谱位置相应变化,进而影响了波动管附近的地震响应。然后,本文对同堆型环路模型动力分析中蒸汽发生器主蒸汽管是否能从环路模型中解耦进行了论证。分析发现,根据USNRC SRP3.7.2解耦准则的第二条,主蒸汽管满足解耦条件,可在动力分析中单独进行处理。本文所提出的分析方法可定量反映部件和设备在系统模型中的动力贡献程度,模态应变能的计算仅应用了系统级模型的质量和刚度信息,无需对整个系统进行时程瞬态分析。

关键词：反应堆及一回路系统动力分析模态应变能动力贡献度系统级模型

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大破口失水事故工况下碳化硅惰性氧化模型研究

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原子能科学技术 2019年第7期53卷 1280-1287页

作者：钱立波余红星孙玉发陈伟申亚欧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

与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分... 详细信息

与传统Zr包壳相比,SiC复合包壳具有更好的辐照稳定性、高温机械性能和抗氧化能力,可有效缓解事故进程,增加事故应对时间。在大破口失水事故工况下,SiC复合包壳会与低压高温水蒸气发生惰性氧化反应而持续损耗。SiC材料的惰性氧化反应分为两个过程:SiC抛物线型氧化过程和SiC表面氧化产生的SiO 2的线性挥发过程。本文应用修正的Deal-Grove模型和传热/传质类比法研究SiC的抛物线型氧化速率和SiO 2的线性挥发速率,并基于纯水蒸气环境下SiC氧化实验数据和SiO 2线性挥发实验数据,获得了SiC抛物线型氧化速率常数模型和SiO 2线性挥发速率常数模型。理论模型分析结果显示,在大破口失水事故后低压高温纯水蒸气氧化条件下,SiC材料的氧化速率常数较Zr合金低约2~3个数量级,导致SiC材料的损耗速率远低于传统Zr包壳的损耗速率。

关键词：大破口失水事故碳化硅惰性氧化

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带7道格架的5×5棒束两相性能CFD分析

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核动力工程 2019年第3期40卷 185-190页

作者：李松蔚李仲春杜思佳张虹刘卢果沈才芬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

采用两相计算流体动力学(CFD)方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究,其中结构搅混格架(MG)和跨间搅混格架(MSMG)交替布置,计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递,但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数,首先以带2道格架... 详细信息

采用两相计算流体动力学(CFD)方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究,其中结构搅混格架(MG)和跨间搅混格架(MSMG)交替布置,计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递,但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数,首先以带2道格架(MG、MSMG)的AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象,对最大气泡直径、汽泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等进行了敏感性及不确定性分析。此后采用该两相模型设置,针对带7道格架的AFA3G燃料组件进行了两相性能研究,计算结果显示格架间的各项参数不存在完全一致的周期性,但同种格架上游的空泡份额分布具有一定的相似性,因此用于两相性能评价可计算带2~3道格架的棒束,该研究可用于带格架棒束两相计算的模型设置与几何规模选择,为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。最后比较了AFA3G燃料组件及改进型燃料组件两种格架的空泡分布特性,并从提高燃料组件临界热流密度(CHF)特性的角度对其进行评价,获得与实验一致的结论,证明了评价方法的正确性。

关键词：棒束数值模拟两相计算流体动力学(CFD)

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大型核动力船舶船员剂量评价体系研究

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核动力工程 2018年第6期39卷 126-131页

作者：于红李兰程诗思杨舒琦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

建立船员的剂量评价体系是实现我国核动力商船等发展规划亟待解决的关键技术之一。对船员人数最多、人员编制最复杂和辐射防护涉及面最广的大型核动力船舶开展了研究,提出了大型核动力船舶船员剂量评价体系。该剂量评价体系参照国际辐... 详细信息

建立船员的剂量评价体系是实现我国核动力商船等发展规划亟待解决的关键技术之一。对船员人数最多、人员编制最复杂和辐射防护涉及面最广的大型核动力船舶开展了研究,提出了大型核动力船舶船员剂量评价体系。该剂量评价体系参照国际辐射防护委员会和国际原子能机构推荐的方法建立,包括基本剂量量、剂量限值和参考水平以及剂量计算和监测3大块,覆盖计划照射和潜在照射2种情况,能够满足前瞻性、实际性和回顾性全部3个阶段的船员剂量评价需求。另外,该剂量评价体系还给出了船员剂量评价的具体方法,如需考虑的辐射源和照射途径,应使用的模型、量和取值等。

关键词：核动力船舶大型船舶船员剂量剂量评价体系

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核电厂SVDU的离散点连续化算法研究

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上海交通大学学报 2018年第S1期52卷 171-176页

作者：汪亨黄俊陈达其赵洋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

安全级图形显示单元站为整个安全级核电控制系统中的重要组成部分,具有人机交互及实时显示等功能.实时显示功能需要将各种变量以连续曲线的形式显示在安全级图形显示单元站的液晶屏上,以便及时反映系统状态趋势和输入外部控制.本文旨在... 详细信息

安全级图形显示单元站为整个安全级核电控制系统中的重要组成部分,具有人机交互及实时显示等功能.实时显示功能需要将各种变量以连续曲线的形式显示在安全级图形显示单元站的液晶屏上,以便及时反映系统状态趋势和输入外部控制.本文旨在实现一种针对实时显示的高效而简单的离散点连续化方法.通过对最邻近插值法的改进及Bresenham方法的应用,提出一种改进的半-最邻近插值法,避免了连续化过程中的像素密集填充问题和像素尖峰问题.最后,详细阐述了安全级图形显示单元针对此方法的可编程逻辑门阵列应用实现及后续可能的优化改进方案.

关键词：实时显示插值法离散点连续化核仪控(I&C)

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反应堆系统动力响应的敏感性分析

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核动力工程 2019年第3期40卷 75-80页

作者：黄茜熊夫睿兰彬王碧浩宋海洋黄旋刘帅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

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量,利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析,得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序... 详细信息

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量,利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析,得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序,此外,还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感,3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备,为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。

关键词：反应堆系统地震响应敏感性分析优化设计

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基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

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核动力工程 2019年第5期40卷 23-28页

作者：杨洪润李翔杨立才孙英学张卓华应栋川付强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

基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆... 详细信息

基于固态燃料钍基熔盐堆(TMSR-SF1)的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析,最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代,初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计,满足TMSR-SF1功能要求。此外,通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析,确保了结构设计的工程可实施性。

关键词：钍基熔盐堆反应堆本体耦合分析设计

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