检索结果-内蒙古大学图书馆

船舶工程 2023年第6期45卷 68-72,155页

作者：张皓赵瑾郝承明羊卫唐旭东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 哈尔滨工程大学船舶工程学院哈尔滨150001 中国船舶及海洋工程设计研究院上海200011

船用核安全级基座承受设备重力、波浪载荷和冲击载荷等多种载荷,研究船用核级基座强度对船舶核安全有着重要作用。以某核动力船舶在设定海域的波浪载荷为基础,通过有限元软件NASTRAN对多个海浪作用下的基座结构强度进行数值模拟,并采用... 详细信息

船用核安全级基座承受设备重力、波浪载荷和冲击载荷等多种载荷,研究船用核级基座强度对船舶核安全有着重要作用。以某核动力船舶在设定海域的波浪载荷为基础,通过有限元软件NASTRAN对多个海浪作用下的基座结构强度进行数值模拟,并采用等效静力法对基座在冲击载荷作用下的强度进行分析。分析结果表明,冲击载荷对波浪载荷有一定包络性,核安全级基座结构设计应优先考虑该冲击载荷作用。

关键词：核级基座数值仿真波浪载荷冲击

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反应堆中子倍增特性分析及标定技术研究

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南华大学学报（自然科学版） 2023年第5期37卷 52-55,74页

作者：高志宇黄有骏罗庭芳孙琦龚涛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四川成都610041

针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,... 详细信息

针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,结合中子探测器输出信号微弱的特点,提出了基于数字技术实现反应堆周期信号模拟的方案。方案包括硬件和软件两方面,识别了关键问题,并设计解决了高精度定时和微弱信号输出问题。同时,研究了仪表的标定方法并按方法对反应堆周期信号输出的性能进行测试。在反应堆周期值为2 s~999 s的范围内,选取7个反应堆周期值进行测试,测试偏差绝对值的最大值为0.45%。

关键词：反应堆周期信号发生标定技术

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压水堆堆顶结构通风方案设计分析方法研究

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广东化工 2024年第9期51卷 101-104页

作者：李浩何培峰李红鹰李海颖余志伟曹立彦核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610000 中国核动力研究设计院四川成都610000

为进一步缩短换料大修时间以提升核电厂经济性,需要对反应堆堆顶结构的通风方案开展优化改进。针对堆顶结构的通风优化改进涉及多专业的复杂性,为此提出了一套面向正向设计的堆顶结构通风方案设计分析方法。该方法通过建立覆盖各专业需... 详细信息

为进一步缩短换料大修时间以提升核电厂经济性,需要对反应堆堆顶结构的通风方案开展优化改进。针对堆顶结构的通风优化改进涉及多专业的复杂性,为此提出了一套面向正向设计的堆顶结构通风方案设计分析方法。该方法通过建立覆盖各专业需求的需求条目,对优化方案进行影响分析,明确后续需开展的仿真计算和分析工作,最终通过对优化方案的流场及温场仿真分析以论证方案的可行性,并明确后续优化方向。本研究为堆顶结构通风冷却方案的优化提供了系统化的设计分析方法,可推广应用于类似的核电设备优化设计中。

关键词：堆顶结构通风冷却设计分析功能需求分析

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“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 126-129,134页

作者：李倩贾小东周丽红姜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四川成都610213

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。... 详细信息

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。

关键词：压水堆反应堆保护系统华龙一号 AP1000 数字化仪控安全级分布式控制系统

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偏心率对核主泵叶轮口环密封激励力的影响研究

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核动力工程 2021年第6期42卷 190-198页

作者：黎义斌庞敏超王岩王秀勇兰州理工大学能源与动力工程学院兰州730050 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

为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响,基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案,对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算,得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布... 详细信息

为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响,基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型,选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案,对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算,得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布规律。结果表明,模型泵性能预测值和试验值较为吻合,扬程最大误差为4.78%。在转子无偏心时,相对于平面密封,采用螺旋密封方案时口环泄漏量显著降低93.1%,而密封激励力增加63%。偏心率为10%时,口环压力分布沿周向较为均匀;当偏心率为30%时,周向靠近偏心位置处,口环间隙内部产生带状压力突升区,相对于无偏心方案,平面密封的泄漏量显著降低43.6%,而密封激励力增大4.4倍,迷宫密封和螺旋密封方案可显著降低转子偏心产生的密封激励力,其中迷宫密封可显著降低55%;偏心率为50%时,口环间隙内部带状压力突升区域偏向高压侧。本数值预测方法为揭示偏心转子对核主泵口环密封激励力的影响提供理论依据。

关键词：核主泵口环密封转子偏心率径向激励力

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面向设计研发的核能大数据系统架构及标准化研究

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信息技术 2024年第7期48卷 128-135,142页

作者：张倬阳惠刘佳黄擎宇罗英张明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610213 中核投资有限公司北京100037

结合核能设计研发基本流程和全生命周期数据特点,开展基于多源异构数据集成的采集、存储、处理、管理、应用等功能需求分析,按照“分层设计”思想和以数据应用为目标的路线,建立核能大数据系统技术架构和数据架构,对架构中的层级、模块... 详细信息

结合核能设计研发基本流程和全生命周期数据特点,开展基于多源异构数据集成的采集、存储、处理、管理、应用等功能需求分析,按照“分层设计”思想和以数据应用为目标的路线,建立核能大数据系统技术架构和数据架构,对架构中的层级、模块、功能进行分析。考虑大数据技术持续应用的特点,基于核能大数据系统架构和技术发展需求,开展标准化研究,提出核能大数据标准体系。该研究为大数据技术在核能设计研发应用提供基础,并为后续开展系统性的核能大数据标准化工作提供技术参考。

关键词：核能大数据系统架构标准化多源异构数据

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基于珐珀的全光纤式温度传感器研究

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 329-332页

作者：李卓玥董晨龙向美琼杨鹏程蒲笑非刘丹会彭业顺孙永胜徐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

温度是核电厂安全运行的重要参数。对全光纤式的光纤珐珀温度传感器开展了研究。在单模光纤端面熔接一段带有空气腔的多模光纤。多模光纤部分构成珐珀干涉腔,利用多模光纤形成的珐珀腔感温。在热光效应和热膨胀效应下,温度的变化引起珐... 详细信息

温度是核电厂安全运行的重要参数。对全光纤式的光纤珐珀温度传感器开展了研究。在单模光纤端面熔接一段带有空气腔的多模光纤。多模光纤部分构成珐珀干涉腔,利用多模光纤形成的珐珀腔感温。在热光效应和热膨胀效应下,温度的变化引起珐珀腔中光程差的改变。试验结果表明,50℃下腔长为592.0μm的光纤珐珀温度传感器,在50~200℃温度范围下的温度灵敏度为0.01811μm/℃、线性度为0.99365。通过分析讨论,提出了两种进一步提高光纤珐珀温度灵敏度的方法。这种全光纤式的光纤温度传感器相对毛细管式光纤珐珀温度传感器具有体积更小、结构更简单的优势,在恶劣及空间狭小的环境有广阔的应用前景。

关键词：光纤传感珐珀腔干涉仪温度传感器全光纤式热光效应热膨胀效应

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基于Flowmaster模块化小堆给水调节阀运行特性分析

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阀门 2023年第4期 464-467页

作者：梁铁波王昌朔谭术洋赵京姜超汪宇严思伟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610000

基于系统仿真软件Flowmaster,建立了模块式小型堆主给水系统的仿真模型。系统模型包括蒸汽发生器、给水泵、主给水调节阀、旁路给水调节阀以及相关管道。通过分析系统稳态运行特性,验证了模型的准确性。然后对比分析了升功率过程中主给... 详细信息

基于系统仿真软件Flowmaster,建立了模块式小型堆主给水系统的仿真模型。系统模型包括蒸汽发生器、给水泵、主给水调节阀、旁路给水调节阀以及相关管道。通过分析系统稳态运行特性,验证了模型的准确性。然后对比分析了升功率过程中主给水调节阀开度变化与主给水调节阀开度不变两种方式,主给水系统的流量特性、阀门的开度特性以及阀门压降特性等关键参数,可为主给水系统运行以及给水调节阀的选型提供参考。

关键词：模块化小堆泵阀耦合升功率

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蒸汽发生器二次侧传热管流体动力学与冲蚀的协同效应

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哈尔滨工程大学学报 2022年第6期43卷 915-920页

作者：王伟兵程坤王晟楠王博祝嘉鸿张萌田瑞峰哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点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重点实验室四川成都610213 中国石油大学(华东)材料科学与工程学院山东青岛266555

为了揭示了流体流动效应对SG传热管的冲蚀机理,本文通过对带有梅花形支撑板的蒸汽发生器传热管进行数值模拟。利用COMSOL Multiphysics软件中的CFD和DNV冲蚀模型对带有梅花形支撑板的SG二次侧传热管水动力效应对传热管的冲蚀影响数值模... 详细信息

为了揭示了流体流动效应对SG传热管的冲蚀机理,本文通过对带有梅花形支撑板的蒸汽发生器传热管进行数值模拟。利用COMSOL Multiphysics软件中的CFD和DNV冲蚀模型对带有梅花形支撑板的SG二次侧传热管水动力效应对传热管的冲蚀影响数值模拟,分析了流体及携带的固体颗粒流经带有梅花形支撑板时对传热管的影响。结果显示:流体流经支撑板后形成漩涡,并且由漩涡引导流体流向管壁运动,造成传热管壁面应力值急剧上升,并有冲蚀发生,导致传热管的局部损伤;流体流经支撑板后固体颗粒对管壁造成的冲蚀与流体动力学具有协同效应。

关键词：蒸汽发生器冲蚀海水泄露传热管数值模拟支撑板流体动力学传热管

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反应堆保护系统数字化升级的旁通研究

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 23-27页

作者：贾小东何玉鹏周丽红李倩姜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四川成都610213

反应堆保护系统通道旁通是反应堆正常运行中对某一保护通道相关设备进行维修或试验时采用的一种重要闭锁手段。目前,新建核电站主要为“华龙一号”。该系统架构采用4取2典型停堆逻辑降级方式,旁通设计较为成熟。区别于“华龙一号”,某... 详细信息

反应堆保护系统通道旁通是反应堆正常运行中对某一保护通道相关设备进行维修或试验时采用的一种重要闭锁手段。目前,新建核电站主要为“华龙一号”。该系统架构采用4取2典型停堆逻辑降级方式,旁通设计较为成熟。区别于“华龙一号”,某数字化改造项目采用3取2逻辑降级停堆方式,原设计为模拟技术,旁通手段粗暴,不利于维护。对比二者旁通设计要求发现,基于系统架构的不同,二者在通道旁通时所对应停堆断路器的状态不同。进一步研究“华龙一号”旁通方案发现若该数字化改造项目通道旁通采用相同的设计原理,可能会导致误停堆。因此,引入停堆断路器状态检查,并设计互锁逻辑,可防止通道旁通时导致误停堆情况的发生。该方案也可为系统架构为3取2逻辑降级停堆的反应堆保护系统提供借鉴。

关键词：数字化改造反应堆保护系统通道旁通华龙一号停堆断路器状态

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