检索结果-内蒙古大学图书馆

仪器仪表用户 2021年第11期28卷 47-50页

作者：文景贺先建陈钊刘明明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

核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的主要作用是在反应堆事故工况下,实现紧急停堆和专设安全设施驱动功能,以保障核安全。在安全级DCS系统工厂测试中须对系统功能进行严格的测试,以确保其能正确实现停堆和专设安全设施驱动功能。通过对... 详细信息

核电厂安全级数字化控制系统(DCS)的主要作用是在反应堆事故工况下,实现紧急停堆和专设安全设施驱动功能,以保障核安全。在安全级DCS系统工厂测试中须对系统功能进行严格的测试,以确保其能正确实现停堆和专设安全设施驱动功能。通过对目前安全级DCS系统功能测试方案的分析和研究,发现目前测试方案存在效率低、灵活性差等不足。对此,本文提出了可改进其缺点的测试方案,并将改进后的测试方案与目前方案进行对比分析,改进后的方案在硬件依赖度、配置灵活性以及应用范围方面均优于目前的方案。

关键词：核电厂安全级DCS 功能测试方案改进

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严重事故下堆芯围板及吊篮熔融行为研究

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核科学与工程 2020年第5期40卷 827-835页

作者：侯丽强朱大欢吴清刘一泽刘兆东郑洪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

为支撑堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估,采用计算流体动力学方法,建立了某先进压水堆堆芯辐射传热数值模型,对严重事故下围板及吊篮的熔融行为及其影响因素进行了研究。研究结果表明,在靠近堆芯燃料组件轴向功率分布因子峰值的节点... 详细信息

为支撑堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估,采用计算流体动力学方法,建立了某先进压水堆堆芯辐射传热数值模型,对严重事故下围板及吊篮的熔融行为及其影响因素进行了研究。研究结果表明,在靠近堆芯燃料组件轴向功率分布因子峰值的节点,围板及吊篮的熔融行为较为显著;在同一节点处,围板的熔融并不是均衡发展的,最先熔穿的区域多发生在外围多个燃料组件交汇处,而吊篮的熔融则呈现出由内向外均衡扩展的变化趋势;压力容器外壁面的换热条件对堆芯围板及吊篮的熔融行为的影响并不显著,而燃料组件发射率的设置对堆芯围板及吊篮的熔融行为具有显著影响。可以为堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估提供技术支持。

关键词：严重事故围板及吊篮熔融行为影响因素

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ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究

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核动力工程 2019年第6期40卷 183-188页

作者：张舒邱志方张晓华陈宏霞方红宇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室

针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重... 详细信息

针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂(MSLB)事故安全裕量降低的不利情况,对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重返临界后堆芯功率峰值过高导致偏离泡核沸腾比(DNBR)低于限制值,分别从快速注入硼溶液和减缓堆芯冷却率的角度,评价不同的安注系统配置以及停运故障环路主泵对于缓解MSLB事故的作用。研究最佳的缓解方案,并提出增设"蒸汽管线压力低-3"信号停运故障环路主泵的设计优化建议。

关键词： ACP600 主蒸汽管道破裂反应性控制堆芯冷却停运主泵

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基于Icepak的电源插件散热仿真分析

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仪器仪表用户 2021年第5期28卷 56-59页

作者：李昂杨诚贾艺歌李丹李勇侯荣彬吴志强黄文娜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

电源插件AC/DC电源模块工作时,发热量较大,因此本文采用SolidWorks软件对电源模块插件进行建模并采用ANSYS Icepak软件进行散热性能模拟分析,根据模拟结果得出:AC/DC电源模块本身发热较为严重,增加散热片后,在额定工作状态下,插件内AC/D... 详细信息

电源插件AC/DC电源模块工作时,发热量较大,因此本文采用SolidWorks软件对电源模块插件进行建模并采用ANSYS Icepak软件进行散热性能模拟分析,根据模拟结果得出:AC/DC电源模块本身发热较为严重,增加散热片后,在额定工作状态下,插件内AC/DC电源模块最高温度降低,但插件内其它器件温度变化较小。增加散热孔后,插件内部空间及所有器件温度均降低,散热孔开孔率越大,散热性能越好。同时采用散热片和散热孔后,电源插件内部AC/DC模块温度降低12.31℃,DC/DC模块温度降低8℃,印制板温度降低12.27℃,插件散热性能提升。仿真模拟结果为插件散热性能分析提供重要参考依据,为插件散热性能优化提供设计思路。

关键词：电源插件散热散热片散热孔仿真分析

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核电厂主控室BUP盘台散热机理研究

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自动化仪表 2021年第S01期42卷 168-172页

作者：杨宗昊马权刘明明武有光王恺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

后备盘(BUP)主要作为核电厂主控制室数字化技术失效后的备用手段,用于安全停堆并将反应堆维持在冷停堆水平以及事故工况下处理。后备盘实现报警、显示和控制三类功能,其安全、可靠性对于保障反应堆安全停堆十分重要。开展对核电厂后备... 详细信息

后备盘(BUP)主要作为核电厂主控制室数字化技术失效后的备用手段,用于安全停堆并将反应堆维持在冷停堆水平以及事故工况下处理。后备盘实现报警、显示和控制三类功能,其安全、可靠性对于保障反应堆安全停堆十分重要。开展对核电厂后备盘的辐射散热以及自然对流的热分析模拟,定量地对辐射换热以及自然对流在后备盘中所起的作用进行分析说明,掌握后备盘散热的机理。研究结果表明,通过仿真模拟得到的后备盘内部的最高温度在为60℃,满足电源模块最高运行温度70℃的要求;后备盘散热过程中辐射换热过程占据较大的比例,辐射换热与自然对流的比例大概为6∶1,空气自然对流对机柜本身造成的温升可以忽略;真实后备盘内部的结构件与线缆对自然循环散热以及辐射换热所造成的影响可以忽略。该研究结果与经验可以为复杂工况下的核动力仪控设备的散热分析提供参考。

关键词：核电厂主控室后备盘自然对流辐射换热散热分析机理研究计算流体力学

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钛合金搅拌摩擦焊研究现状

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精密成形工程 2021年第3期13卷 179-187页

作者：张智峰刘正涛谢细明熊思勇杨红发姚丽璇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 中国兵器工业第五九研究所重庆400039 中国核动力研究设计院设计所可靠性工程技术研发中心成都610213

搅拌摩擦焊是目前钛合金焊接技术研究的热点。从搅拌头材料与结构设计、焊接工艺与组织性能关系、焊接过程数值仿真等方面综述了钛合金搅拌摩擦焊国内外研究现状。以现有的研究结果来看,搅拌摩擦焊是实现钛合金高强可靠连接的有效途径,... 详细信息

搅拌摩擦焊是目前钛合金焊接技术研究的热点。从搅拌头材料与结构设计、焊接工艺与组织性能关系、焊接过程数值仿真等方面综述了钛合金搅拌摩擦焊国内外研究现状。以现有的研究结果来看,搅拌摩擦焊是实现钛合金高强可靠连接的有效途径,选择合适的焊接参数和焊后热处理工艺可获得高质量钛合金焊接接头;但由于对钛合金用高温高强高耐磨搅拌头研制不足,以及对焊接过程多物理场表征技术、数值仿真、辅助焊接工艺等研究较少,限制了其研究进展和应用。

关键词：搅拌摩擦焊钛合金现状及展望

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辐射强度对中子电离室精度的影响分析

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仪器仪表用户 2021年第9期28卷 81-85页

作者：黄起昌李丹谌志强王松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

为探究入射射线强度对堆外核测量系统包含的中子探测器测量精度的影响,通过分析电离室内部电子离子对的漂移、扩散和复合过程,推导出平行板电离室外加高压与饱和电流之间的函数关系,并利用理想的电离室模型量化了随着γ射线强度的上升,... 详细信息

为探究入射射线强度对堆外核测量系统包含的中子探测器测量精度的影响,通过分析电离室内部电子离子对的漂移、扩散和复合过程,推导出平行板电离室外加高压与饱和电流之间的函数关系,并利用理想的电离室模型量化了随着γ射线强度的上升,中子电离室的测量精度逐渐下降的程度。量化结果表明,随着灵敏体积内电子离子对密度增大,复合与扩散现象对探测器输出电流信号的抑制能力迅速变强,电离室的测量精度线性下降。同时,增大外加高压能有效降低探测精度的下降速度。

关键词：电离室测量精度电子离子对

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基于FirmSys平台的核电厂反应堆保护系统设计

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自动化仪表 2021年第S01期42卷 65-69页

作者：罗炜王银丽陈学坤陈智金远杜枢杨静瑞吴启涛侯丽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成都610041

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSy... 详细信息

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSys平台,提出了应用于田湾5^(#)、6^(#)机组核电厂反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统结构、接口、多样性以及故障检测设计,并对保护系统设计方案与标准的符合性进行分析。分析结果表明,该系统设计方案满足单一故障、独立性、多样性、保护动作自动触发等安全设计准则,同时兼顾了电厂运行经济性,可为后续核电厂保护系统设计提供指导和借鉴。

关键词：反应堆保护系统 FirmSys 多样性单一故障独立性自检定期试验符合性

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我国核动力水面舰船海上核事故应急组织研究

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核科学与技术 2021年第4期9卷 167-176页

作者：于红程诗思李兰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

核动力水面舰船是一种由核反应堆推进的海上交通工具,应急组织是应急预案最重要的基础结构要素之一,针对此问题,本文分析了我国核电厂核事故应急组织、常规动力水面舰船海上搜救应急组织,提出了符合我国现有核安全、海上交通安全管理体... 详细信息

核动力水面舰船是一种由核反应堆推进的海上交通工具,应急组织是应急预案最重要的基础结构要素之一,针对此问题,本文分析了我国核电厂核事故应急组织、常规动力水面舰船海上搜救应急组织,提出了符合我国现有核安全、海上交通安全管理体制的全国海上核事故应急组织框架、核动力水面舰船海上核事故应急责任主体应急组织框架及其关键应急响应职责。

关键词：核动力舰船核事故应急海上核事故应急组织

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反应堆新燃料组件清洗装置研制

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机械工程师 2021年第5期 79-81页

作者：董岱林杜华殷琪张安锐王坤徐世超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

反应堆新燃料组件的表面在生产、贮存及运输过程中可能会附着一些细小杂质和粉尘,而反应堆新燃料组件在入堆前必须保证其表面清洁及干燥,根据该要求,并结合新燃料组件及场地特点,对相应清洗装置开展了方案设计,并对设计方案进行了试验... 详细信息

反应堆新燃料组件的表面在生产、贮存及运输过程中可能会附着一些细小杂质和粉尘,而反应堆新燃料组件在入堆前必须保证其表面清洁及干燥,根据该要求,并结合新燃料组件及场地特点,对相应清洗装置开展了方案设计,并对设计方案进行了试验及理论分析,最终研制出了相应清洗装置,并得到工程实践验证。

关键词：反应堆新燃料组件清洗装置

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