检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化与仪器仪表 2023年第7期 99-102页

作者：阳惠曾辉张思原黄擎宇李梦书杨昆霖林源峰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

为提升核反应堆关键设备的智能化水平,使设备能根据实时获取的多源信号实现运行状态的自我感知、诊断和反馈,本研究针对控制棒驱动机构开发了控制棒驱动系统自适应控制数字化模型和控制棒驱动机构故障诊断智能模型,并基于dSPACE实时仿... 详细信息

为提升核反应堆关键设备的智能化水平,使设备能根据实时获取的多源信号实现运行状态的自我感知、诊断和反馈,本研究针对控制棒驱动机构开发了控制棒驱动系统自适应控制数字化模型和控制棒驱动机构故障诊断智能模型,并基于dSPACE实时仿真系统搭建了控制棒驱动机构智能感知与诊断系统实验样机。通过功能验证,证明该系统能根据控制棒驱动机构线圈电流和振动信号对控制棒驱动机构的正常运行工况和典型故障模式进行实时判别、故障诊断、反馈与自适应控制,各种运行状态的识别准确率达到99.2%以上,为后续核反应堆智能设备的研制提供参考。

关键词：核反应堆智能感知故障诊断控制棒驱动机构

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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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基于LXI的示波器校准仪自动校准系统研究

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自动化与仪表 2023年第7期38卷 79-81页

作者：秦越徐涛单伟韩剑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成都610041

该文提出了一种基于LXI总线技术的示波器校准仪自动校准系统的设计方案。该系统通过计算机程控示波器校准仪和标准仪器完成自动测试系统,在此基础上设计了示波器校准仪自循环补偿修正,然后将信号测量参数数据分段建模技术和校准方法相结... 详细信息

该文提出了一种基于LXI总线技术的示波器校准仪自动校准系统的设计方案。该系统通过计算机程控示波器校准仪和标准仪器完成自动测试系统,在此基础上设计了示波器校准仪自循环补偿修正,然后将信号测量参数数据分段建模技术和校准方法相结合,实现了示波器校准仪自动校准、自动生成校准证书。该系统设计均采用通用接口,具有较强的扩展性,操作简便,能够高效快速并且高质量地实现测试和校准工作。

关键词： LXI总线示波器校准仪自动校准数据分段建模

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太赫兹回旋行波管输入耦合器仿真设计

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科技创新与应用 2023年第36期13卷 23-26页

作者：曾志川龙虹君田旭峰刘佳马文桂周静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

基于回旋行波管的基本原理,选择准光波导作为高频结构。选择中心频点0.34 THz进行太赫兹准光回旋行波管输入耦合器研究。准光波导工作模式选择为TE06模,选取波纹波导、镜面天线的准光注入结构结构,实现在8 GHz的工作带宽内,回旋行波管... 详细信息

基于回旋行波管的基本原理,选择准光波导作为高频结构。选择中心频点0.34 THz进行太赫兹准光回旋行波管输入耦合器研究。准光波导工作模式选择为TE06模,选取波纹波导、镜面天线的准光注入结构结构,实现在8 GHz的工作带宽内,回旋行波管输入耦合器激励的工作模式达到输入模式功率的50%以上,且最高注入效率达到68%,证明该结构有效性。

关键词：太赫兹准光波导回旋行波管输入耦合器波纹波导

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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 194-198页

作者：赵芳邹树梁徐守龙徐涛南华大学资源环境与安全工程学院湖南衡阳421001 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室湖南衡阳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

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明... 详细信息

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

关键词：船用反应堆大破口失水事故核素扩散 MELCOR耦合CFD-FLUENT

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基于高精度统计学抽样方法的快堆MET-1000敏感性与不确定度分析

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核科学与工程 2023年第1期43卷 49-56页

作者：常长城马续波吴屈周峰彭星杰朱润泽华北电力大学核科学与工程学院北京102206 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

国际上为了研究快中子反应堆物理计算过程中重要物理参数的不确定度大小,提出了MET-1000基准题。本文采用一种新的高精度统计学抽样方法自主开发了快堆堆芯物理计算不确定度分析程序SUFR1.0,对MET-1000基准题重要响应参数进行了敏感性... 详细信息

国际上为了研究快中子反应堆物理计算过程中重要物理参数的不确定度大小,提出了MET-1000基准题。本文采用一种新的高精度统计学抽样方法自主开发了快堆堆芯物理计算不确定度分析程序SUFR1.0,对MET-1000基准题重要响应参数进行了敏感性系数及不确定度计算,计算的响应量包括有效增殖因子、钠空泡反应性、多普勒常数、控制棒价值、中子寿命、缓发中子份额及功率分布。计算结果表明:采用高精度统计学抽样方法,即使采用较少的样本数量(33群,采用了50个样本),计算得到的各参数的不确定度大小与国际上其他参考解的结果吻合较好,初步验证了采用高精度统计学抽样方法开发的SUFR1.0程序具备快堆不确定度分析的工程应用的可行性。

关键词：统计学抽样法 SUFR 敏感性分析不确定度分析

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基于NASPIC的反应堆保护系统数字化旁通设计研究

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仪器仪表用户 2023年第10期30卷 17-20页

作者：姜静何玉鹏臧锴钰贾小东关朦朦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成都610213

旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通... 详细信息

旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通指令的开关量,由硬接线采集后,对应的信号质量位变为坏点,涉及的停堆和专设驱动逻辑退化。由于硬接线旁通信号数量庞大,不仅占据设备安装空间和信号通道,还存在维护不便等诸多问题。基于NASPIC平台的设备特性,充分发挥数字化系统的优势,提出一种全新的数字化旁通设计方案,不仅简化了设计、制造、维护的难度,节约了机柜安装空间,还提高了设备的集成度,对于后续华龙一号核电厂批量建设具有重要的借鉴意义。

关键词：华龙一号反应堆保护系统数字化旁通安全显示单元

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核电厂安全级DCS平台的1oo2D架构设计研究

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自动化与仪表 2023年第6期38卷 1-4,56页

作者：胡清仁彭浩张旭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

为保证核电厂的安全和可靠运行,有效克服单一故障影响,核电厂安全级DCS系统必须充分考虑冗余性设计。根据相关标准对于1oo2D的架构要求,该文对1oo2D架构设计进行研究,提出了一种适用于核电安全级DCS系统的1oo2D架构设计思路,详细地就输... 详细信息

为保证核电厂的安全和可靠运行,有效克服单一故障影响,核电厂安全级DCS系统必须充分考虑冗余性设计。根据相关标准对于1oo2D的架构要求,该文对1oo2D架构设计进行研究,提出了一种适用于核电安全级DCS系统的1oo2D架构设计思路,详细地就输入信号的表决机制进行说明,就冗余主控模块的表决处理、数据比较进行描述,同时还对输出信号的诊断和切除方式进行描述,为后续的1oo2D平台详细设计提供指导。

关键词：核电厂 1oo2D 表决

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基于“分层式服务”的堆芯软件架构技术研究

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电子技术应用 2024年第S01期50卷 44-49页

作者：芦韡邱志勇刘婷李庆安萍祁海峰中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

基于核反应堆堆芯三维中子学软件在不同场景下的研发与应用需求,提出一种基于“分层式服务”的软件架构,对堆芯先进节块法软件CORCA-3D进行分层设计以及应用层与算法层的解耦,基于该架构针对典型仿真计算场景下的软件原型系统进行设计实... 详细信息

基于核反应堆堆芯三维中子学软件在不同场景下的研发与应用需求,提出一种基于“分层式服务”的软件架构,对堆芯先进节块法软件CORCA-3D进行分层设计以及应用层与算法层的解耦,基于该架构针对典型仿真计算场景下的软件原型系统进行设计实现,结合反应堆的实际工况变化进行功能性能测试,验证了软件架构的可行性与良好的扩展性。

关键词：分层式服务软件架构 CORCA-3D

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高温下锆合金包壳切向微动磨蚀行为研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 82-87页

作者：任全耀蒲曾坪焦拥军郑美银陈平韩元吉刘孟龙庄文华郭相龙张乐福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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

核燃料组件在服役过程中,定位格架夹持结构与燃料棒之间的微动磨蚀是导致燃料棒包壳破损的第一大因素,约占燃料棒包壳失效的54.8%。本文针对不同夹持结构对锆合金包壳管的切向微动磨蚀行为,开展了高温高压水化学环境下的磨蚀试验研究,... 详细信息

核燃料组件在服役过程中,定位格架夹持结构与燃料棒之间的微动磨蚀是导致燃料棒包壳破损的第一大因素,约占燃料棒包壳失效的54.8%。本文针对不同夹持结构对锆合金包壳管的切向微动磨蚀行为,开展了高温高压水化学环境下的磨蚀试验研究,对比分析了曲面与平面夹持结构在不同夹持力条件下包壳管磨痕形貌、磨蚀体积、磨蚀深度等关键参数。研究结果表明,曲面夹持结构对燃料棒包壳的磨蚀以磨粒磨损、片层状脱落、“犁沟”效应为主;平面结构以“犁沟”效应、片层状脱落为主,磨粒磨损较少;此外,相同条件下曲面夹持结构的最大磨蚀深度大于平面夹持结构。

关键词：切向微动磨蚀夹持结构锆合金包壳磨痕

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