检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化仪表 2021年第S01期42卷 130-134页

作者：贾艺歌韩文兴马宇赵洋卿君艳中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

随着反应堆仪表装置生产强度的提升,现场维护保障工作强度不断加大。批量生产、并行测试成为产品维保工作的发展方向。反应堆仪表装置种类较多,且测试内容差异较大。为了提高设备维护效率、降低测试成本,研究设计统一化的测试平台已成... 详细信息

随着反应堆仪表装置生产强度的提升,现场维护保障工作强度不断加大。批量生产、并行测试成为产品维保工作的发展方向。反应堆仪表装置种类较多,且测试内容差异较大。为了提高设备维护效率、降低测试成本,研究设计统一化的测试平台已成为下一步工作的关键。从反应堆保护装置着手,设计、研究了一套具有多型号适配的快速、自动化校验设备。该设备基于上位机与现场可编程门阵列(FPGA)架构,通过矩阵开关实现对多信号多定义的切换;通过高精度恒压源、电压电流反馈模块,实现对高精度小信号的模拟;通过电气隔离模块对强弱电、各通道信号实现保护;通过监控模块及开关系统,实现对信号的分析与电源的保护。在上位机端设计故障定位专家系统与数据分析库。所设计的具有高精度、可适配扩展的自动化测试设备,创新性地提高了维护保障平台的统一性。

关键词：反应堆核仪表反应堆保护装置自动化测试平台化测试维护保障矩阵开关

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DCS机柜三维模型自动生成系统的设计与实现

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自动化与仪表 2025年第1期40卷 141-146页

作者：张旭王清祥中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室成都610213

传统的DCS电气设计基于二维设计开展,不能充分利用三维设计的可视化、布置干涉检查等优势。为了在当前通用的二维设计的基础上,不新增三维设计工作量的情况下,快速构建DCS三维模型,设计并实现了由二维设计图自动生成三维模型的方法。结... 详细信息

传统的DCS电气设计基于二维设计开展,不能充分利用三维设计的可视化、布置干涉检查等优势。为了在当前通用的二维设计的基础上,不新增三维设计工作量的情况下,快速构建DCS三维模型,设计并实现了由二维设计图自动生成三维模型的方法。结合DCS机柜的特点,将DCS二维设计图纸与机柜安装截面相结合,利用软件开发手段,在Unity软件自动生成DCS三维模型。在福建漳州核电厂2号机组核安全级DCS项目开展应用,取得了良好的效果。

关键词： Eplan Unity3D 维度转换电气设计

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基于OpenFOAM的中子输运动力学求解器ntkFoam研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 8-11页

作者：马宇王亚辉芦韡羊俊合中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院哈尔滨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成都610213

由于中子输运模拟的复杂性及其与其他物理过程耦合的困难性,全堆芯精细中子输运-热工水力多物理计算是核工程领域的难点。本文基于有限体积C++开源软件Open FOAM,采用有限体积法建立稳态和瞬态中子输运动力学方程数值求解模型,开发了中... 详细信息

由于中子输运模拟的复杂性及其与其他物理过程耦合的困难性,全堆芯精细中子输运-热工水力多物理计算是核工程领域的难点。本文基于有限体积C++开源软件Open FOAM,采用有限体积法建立稳态和瞬态中子输运动力学方程数值求解模型,开发了中子输运动力学求解器ntkFoam。通过对多个基准问题进行模拟验证表明,本文建立的ntkFoam求解器能准确模拟中子输运动力学问题,并能很好地适应于不同维度及复杂几何条件;可实现中子输运、传热传质的精细耦合,为基于中子输运计算的全堆芯多物理模拟提供了一些精确耦合的思路与方法。

关键词：中子输运 Open FOAM ntkFoam 有限体积

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核设施退役安全评价体系初步研究

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辐射防护 2024年第S01期44卷 111-115页

作者：丁宏春毛毳贺芳哈尔滨工业大学能源科学与工程学院哈尔滨150001 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084 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成都610213

核设施安全退役是核能健康、可持续发展的必要条件之一,目前我国尚未建立起完善的核设施退役安全评价体系,为确保核设施退役过程中人员及环境的安全性,开展核设施退役安全评价体系研究刻不容缓。基于这一现状,研究重点阐述了核设施退役... 详细信息

核设施安全退役是核能健康、可持续发展的必要条件之一,目前我国尚未建立起完善的核设施退役安全评价体系,为确保核设施退役过程中人员及环境的安全性,开展核设施退役安全评价体系研究刻不容缓。基于这一现状,研究重点阐述了核设施退役安全评价的特性,这些特性使得核设施退役的安全评价与核设施运行时与一般工业设施的安全评价存在明显差异。总结提炼了核设施退役安全评价的一般流程与评价内容,及我国在此方面存在的不足及面临的挑战,为核设施退役安全评价的后续发展提供参考。

关键词：核设施退役退役安全评价评价体系

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安全级DCS风扇温度控制设计及测试研究

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自动化应用 2024年第24期65卷 65-67页

作者：张玉婷王志武秦聪宋冬梅曾学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

针对安全级DCS风扇温度控制的工作原理、测试方法、设计方案及其优缺点进行分析探讨。对2个温度采集值取加权平均值计算的设计方法开展故障注入测试,并根据测试过程中发现的2个风险问题,提出3种优化方案:只设计1个温度传感器;设计2个温... 详细信息

针对安全级DCS风扇温度控制的工作原理、测试方法、设计方案及其优缺点进行分析探讨。对2个温度采集值取加权平均值计算的设计方法开展故障注入测试,并根据测试过程中发现的2个风险问题,提出3种优化方案:只设计1个温度传感器;设计2个温度传感器,取2个采集值的平均值,故障的传感器温度采集值无效;设计2个温度传感器,默认取第1个采集值,仅当第1个温度传感器故障时,取第2个采集值。经对比分析,建议采用2个温度传感器,并多方面考虑传感器的故障诊断,旨在为安全级DCS风扇温度控制设计提供参考。

关键词：安全级DCS 温度控制故障测试设计优化

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热管反应堆用热管材质与吸液芯材料探讨

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金属功能材料 2021年第2期28卷 59-68页

作者：张宏亮李宁饶琦琦赵吉庆何西扣沈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610041 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100089

在介绍热管堆中热管的基本工作原理基础上,讨论了制造热管材料和毛细芯材料的选材问题。通过对多种可用于制造热管的马氏体耐热钢、奥氏体耐热钢、铁镍基合金以及镍基合金的较全面讨论,探讨了9%(质量分数)Cr马氏体耐热钢、18Cr-8Ni系奥... 详细信息

在介绍热管堆中热管的基本工作原理基础上,讨论了制造热管材料和毛细芯材料的选材问题。通过对多种可用于制造热管的马氏体耐热钢、奥氏体耐热钢、铁镍基合金以及镍基合金的较全面讨论,探讨了9%(质量分数)Cr马氏体耐热钢、18Cr-8Ni系奥氏体耐热钢以及镍基耐热合金用于制造热管的可行性。并建议后续对特殊性能补充系统性试验,积累完善相关数据,并制定候选材料的制造工艺标准。热管用毛细芯则可以选用具有超强虹吸能力的新型多孔镍基合金材料。

关键词：热管吸液芯选材耐热合金多孔金属泡沫材料

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大型压水堆机械补偿控制策略仿真研究

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核动力工程 2019年第2期40卷 105-111页

作者：孙剑王鹏飞俞赟张瑞何正熙陈智王远兵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 西安交通大学西安710049

机械补偿(MSHIM)运行的优点之一是实现了堆芯功率和轴向功率偏移(AO)在控制手段方面的部分解耦,但原始控制策略设计幵未充分利用该优点。本研究通过理论分析提出了一种新的改进型MSHIM控制策略,同时基于节点反应堆模型开収了MSHIM控制... 详细信息

机械补偿(MSHIM)运行的优点之一是实现了堆芯功率和轴向功率偏移(AO)在控制手段方面的部分解耦,但原始控制策略设计幵未充分利用该优点。本研究通过理论分析提出了一种新的改进型MSHIM控制策略,同时基于节点反应堆模型开収了MSHIM控制系统仿真平台,幵利用该平台对西屋公司原始控制策略、西屋公司Drudy的改进控制策略和本研究提出的改进控制策略进行仿真研究和比对。结果表明,本研究提出的改进型MSHIM控制策略能够显著地提高AO的控制精度,幵能减少控制棒的移动,明显地改善了AP1000核电机组的运行效果,可在工程中参考使用。

关键词：机械补偿(MSHIM)控制策略冷却剂平均温度控制轴向功率偏移(AO)控制动态仿真

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氢气迁移扩散二维模型分析

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核科学与工程 2020年第2期40卷 273-278页

作者：李颖侯丽强杨帆曹学武上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

长期以来,氢气风险控制措施一直是能源安全研究的重点,氢气迁移扩散特性的预测是制定氢气风险控制措施的基础。本文基于现有氢气迁移特性机理模型研究成果,耦合氢气扩散过程中的夹带现象及空气阻力因素,建立了大空间内氢气迁移上升扩散... 详细信息

长期以来,氢气风险控制措施一直是能源安全研究的重点,氢气迁移扩散特性的预测是制定氢气风险控制措施的基础。本文基于现有氢气迁移特性机理模型研究成果,耦合氢气扩散过程中的夹带现象及空气阻力因素,建立了大空间内氢气迁移上升扩散的二维数学模型,利用该模型计算得到大空间内的氢气速度分布与浓度分布,并与典型实验数据进行了对比。基于实验数据比对结果,通过拟合系数法得到了优化的夹带系数与阻力系数表达式,采用修正系数的模型的计算结果与实验数据吻合良好,验证了模型的合理性。

关键词：氢气迁移扩散二维模型

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基于Fe(OH)3-CaCO3载带的水中^228Ra的γ能谱分析方法

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原子能科学技术 2020年第9期54卷 1699-1703页

作者：夏明明梁永广於国兵陈志中国科学技术大学物理学院安徽合肥230027 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 安徽省辐射环境监督站安徽合肥230071

建立了一种基于Fe(OH)3-CaCO3载带的水中^228Ra的γ能谱分析方法,适用于环境水中^228Ra的分析。采用Fe(OH)3-CaCO3共沉淀法富集水中的^228Ra,将富集后的^228Ra采用Ba(Ra)SO4共沉淀法进一步载带,133Ba示踪法确定^228Ra的全程回收率,使用... 详细信息

建立了一种基于Fe(OH)3-CaCO3载带的水中^228Ra的γ能谱分析方法,适用于环境水中^228Ra的分析。采用Fe(OH)3-CaCO3共沉淀法富集水中的^228Ra,将富集后的^228Ra采用Ba(Ra)SO4共沉淀法进一步载带,133Ba示踪法确定^228Ra的全程回收率,使用高纯锗γ谱仪测量与^228Ra达到放射性平衡的衰变子体^228Ac的特征γ能量,从而获得^228Ra的分析结果。通过对5 L水样的加标验证可知,^228Ra回收率为81.8%~87.5%,加标水样测量结果与添加量的相对偏差为1.7%~5.3%,此方法的探测限为57.2 mBq/L。

关键词： ^228Ra γ能谱分析方法回收率探测限

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稳态条件下稳压器喷淋降压模型及数值分析

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核科学与工程 2019年第5期39卷 708-714页

作者：邓丰黄燕李焕鸣谈国伟中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室

本文基于非稳态球形传热模型,在单液滴与饱和蒸汽之间的传热模型的基础上,根据稳压器喷雾流量、雾化颗粒特性参数及反应堆一回路系统参数,建立了反应堆一回路系统稳压器的喷淋降压动态特性的数学模型。根据某核电机组热态功能试验时的... 详细信息

本文基于非稳态球形传热模型,在单液滴与饱和蒸汽之间的传热模型的基础上,根据稳压器喷雾流量、雾化颗粒特性参数及反应堆一回路系统参数,建立了反应堆一回路系统稳压器的喷淋降压动态特性的数学模型。根据某核电机组热态功能试验时的试验条件,使用FORTRAN语言编写程序,选用迭代的方法,对稳压器喷淋降压的动态特性进行了数值模拟分析计算。计算结果表明,通过数值计算得到的喷淋降压速率与实际试验结果符合性较好。

关键词：稳压器雾化液滴非稳态导热降压数值计算

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