检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第S2期45卷 77-83页

作者：刘振海周毅齐飞鹏辛勇李文杰宫兆虎曾未张涛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

压水堆核燃料棒在Ⅱ类瞬态下芯块与包壳会发生强烈的机械相互作用(PCMI),当芯块存在掉块缺陷时,PCMI会进一步加强。针对这类非典型的PCMI现象,传统1.5维燃料性能分析程序无法分析。基于自主开发的3维燃料性能分析程序FUPAC3D进行了模拟... 详细信息

压水堆核燃料棒在Ⅱ类瞬态下芯块与包壳会发生强烈的机械相互作用(PCMI),当芯块存在掉块缺陷时,PCMI会进一步加强。针对这类非典型的PCMI现象,传统1.5维燃料性能分析程序无法分析。基于自主开发的3维燃料性能分析程序FUPAC3D进行了模拟计算,以芯块制造过程中常见的芯块掉块缺陷为例,分析了瞬态过程中芯块掉块对燃料棒传热和力学性能的影响。结果表明,芯块掉块附近的包壳温度分布不均匀,芯块掉块边缘处的温度升高,芯块掉块中心处的温度降低;芯块掉块附近的包壳向内凹陷,导致芯块掉块中心附近的包壳环向应力增加,相比完整芯块对应的“竹节”处(芯块端部)增加约14.3%,相比芯块中平面处增加约62.9%。

关键词： 3维燃料棒性能分析有限元方法芯块掉块缺陷燃料行为

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“华龙一号”核电厂CRDM钩爪制造及试验研究

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机械设计与制造工程 2017年第1期46卷 89-93页

作者：杨方亮陈西南杨晓晨杨博邓强于天达王常亮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 林德工程(大连)有限公司辽宁大连116113

针对第三代压水堆核电厂对控制棒驱动机构提出的更高技术要求,"华龙一号"反应堆驱动机构钩爪零件采用了钴基合金堆焊耐磨面的双齿钩爪。针对此零件结构特点和制造工艺存在的难点,研制了堆焊用专用装置。通过试验和有限元仿真... 详细信息

针对第三代压水堆核电厂对控制棒驱动机构提出的更高技术要求,"华龙一号"反应堆驱动机构钩爪零件采用了钴基合金堆焊耐磨面的双齿钩爪。针对此零件结构特点和制造工艺存在的难点,研制了堆焊用专用装置。通过试验和有限元仿真等方法对相关工艺参数进行优化,完成了钩爪零件试制,对零件进行金相检验、液体渗透检验、硬度检验和热态寿命试验。结果表明,钩爪零件具备较高的硬度和耐磨性,满足第三代压水堆核电厂对驱动机构运行寿命的要求。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构堆焊工艺有限元仿真优化

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基于PDMS平台的三维电缆路径智能设计算法研究

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科技视界 2020年第13期 131-135页

作者：段永强唐涌涛黄捷陈超文剑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 四川电力设计咨询有限责任公司成都610094

本文针对目前电缆敷设设计现状,研究了基于PDMS平台的电缆路径节点自动生成算法、电缆路径智能计算算法和电缆路径最优推送算法。以电缆清册、设备接线点、桥架为数据基础,通过上述三大算法,在PDMS平台上完成三维电缆路径智能设计的模... 详细信息

本文针对目前电缆敷设设计现状,研究了基于PDMS平台的电缆路径节点自动生成算法、电缆路径智能计算算法和电缆路径最优推送算法。以电缆清册、设备接线点、桥架为数据基础,通过上述三大算法,在PDMS平台上完成三维电缆路径智能设计的模块化解决方案。

关键词： PDMS 智能设计路径节点生成算法电缆路径设计算法路径最优推送算法

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核热推进技术简述

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科技视界 2021年第15期 70-72页

作者：杨小磊刘卢果章静李沛颖中国核动力研究设计院四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院四川成都610041 西安交通大学陕西西安710049

传统化学能推进技术已达到技术瓶颈,太阳能、电能推进技术尚存在转换效率低、工作条件严苛等问题,亟须新的推进技术满足人类对空间探索的需求。核热推进系统具有高比冲、高有效载荷比、长寿命、高环境适应性等显著优点,并且由于其极高... 详细信息

传统化学能推进技术已达到技术瓶颈,太阳能、电能推进技术尚存在转换效率低、工作条件严苛等问题,亟须新的推进技术满足人类对空间探索的需求。核热推进系统具有高比冲、高有效载荷比、长寿命、高环境适应性等显著优点,并且由于其极高的能量密度被认定是未来数十年间最有可能广泛应用于太空探索的能量来源。文章简要介绍了核热推进发展的数十年间所提出的几类主要构想或已有设计,并阐述了核热推进的未来发展趋势。

关键词：核热推进系统高比冲高有效载荷比高环境适应性太空探索

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自主化LOCA分析平台及分析方法开发研究

自主化LOCA分析平台及分析方法开发研究

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中国核学会2019年学术年会

作者：丁书华邓坚吴丹刘余申亚欧黄涛中国核动力研究设计院四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

在自主化三代核电发展以及中国核电走出去的大趋势下，需要开发出自主化的LOCA分析平台以及分析方法来进行最复杂的设计基准事故即失水事故分析.我院在近几年来开展了大量的工作进行自主化的LOCA分析程序、LOCA分析平台以及分析方法的研... 详细信息

在自主化三代核电发展以及中国核电走出去的大趋势下，需要开发出自主化的LOCA分析平台以及分析方法来进行最复杂的设计基准事故即失水事故分析.我院在近几年来开展了大量的工作进行自主化的LOCA分析程序、LOCA分析平台以及分析方法的研究.本文将详细介绍我院研发的自主化LOCA分析平台ARSAC程序的特点以及基于该平台开发的一整套失水事故分析方法的整体思路.我们的分析程序在借鉴了国际先进LOCA分析程序开发理念的基础上，在矩阵算法上、关键热工水力模型，包括：壁面换热模型、再淹没分析模块、临界流模型上、建模方法上都有新的突破，开展的程序验证工作也非常深入和全面，不仅模拟了国际上著名的分离效应实验和整体效应实验，还策划自主开展了多项两相流动换热实验，包括：再淹没流动换热实验、CCFL实验、膜态沸腾换热实验、过渡沸腾换热实验等来丰富LOCA分析平台实验数据库.此外，基于ARSAC平台，我院开发了满足附录K要求(美国联邦法规10 CFR 50.46附录K模型)的ARSAC-K程序，并结合先进的电厂参数处理方法，形成了一整套失水事故分析方法.后续将继续优化ARSAC程序，包括对于关键模型进行更加精细化的处理以及开展更多的验证工作，对于LOCA分析方法优化会考虑更多的不确定因子，例如：燃耗相关参数等，争取通过优化方法释放更多的安全裕量，为后续自主化三代核电设计和核电出口提供可靠的LOCA分析手段.

关键词：自主化 LOCA ARSAC 矩阵算法模型 ARSAC-K LOCA分析方法

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点反应堆动力学模型处理问题分析

点反应堆动力学模型处理问题分析

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中国核学会2015年学术年会

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610041

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析.主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证.文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也做... 详细信息

本文对核反应堆动力学中的点堆模型处理问题进行了分析.主要内容有:不同形式的点反应堆模型介绍,如何在实际工程中使用点堆模型,仿真结果的分析以及仿真结果的验证.文中对反应堆的临界稳定、可控性等核心概念以及仿真模型失真问题也做了介绍.这些均是反应堆控制系统设计研究需要注意的方面.

关键词：核反应堆动力学点反应堆模型控制系统

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单相热工流体网络计算软件的开发

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科技视界 2020年第13期 5-8页

作者：于洋刘东宋小明王雅峰董竖彪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 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001

本文基于节点压力法,建立了核动力系统流体网络数学模型,开发了适用于可压缩流体(以水或蒸汽为工质)的单相热工流体网络计算软件。仿真结果表明,该软件可应用于复杂管网系统的模拟,具有良好的稳定性。

关键词：节点压力法单相热工流体网络

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CAN总线在棒控系统通信网络中的优化设计

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自动化仪表 2023年第S1期44卷 47-50页

作者：杨正吉葛贞笛魏亚龙姚璋王栋万雪莲朱俞霖吕睿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 中国核电漳州能源有限公司福建漳州363300

为满足核电厂功能需求,对棒控系统的通信网络进行优化设计,重点优化棒控系统中逻辑柜与多个电源柜之间的控制器局域网(CAN)通信稳定性和可靠性。设计中,采用CAN总线通信实现逻辑柜与电源柜之间一对多的网络数据交互。对设计的CAN总线拓... 详细信息

为满足核电厂功能需求,对棒控系统的通信网络进行优化设计,重点优化棒控系统中逻辑柜与多个电源柜之间的控制器局域网(CAN)通信稳定性和可靠性。设计中,采用CAN总线通信实现逻辑柜与电源柜之间一对多的网络数据交互。对设计的CAN总线拓扑结构,从硬件设计和软件设计两方面进行通信优化设计,以提高CAN总线在棒控系统的通信能力。在CAN通信硬件优化方面,为减小通信距离的影响,主要采用在CAN总线分支中增加CAN中继器的方法。在CAN通信软件优化方面:一是根据电源柜上位机软件的显示特点,分别对机柜信息显示界面和插件信息显示界面设置CAN通道数据接收滤波模块;二是针对上位机软件更新控件太多而导致软件运行卡顿的情况,在上位机软件中添加前面板延时刷新模块。经验证,提出的CAN通信硬件优化和软件优化方案能有效提高棒控系统的通信性能,满足核电厂对棒控系统通信稳定性和可靠性的要求。

关键词：棒控系统通信网络稳定性可靠性控制器局域网中继器滤波延时刷新

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压力容器堆芯筒体应力强度可靠性研究

压力容器堆芯筒体应力强度可靠性研究

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中国核学会2019年学术年会

作者：刘贞谷姜露庾明达李丽娟田俊张丽屏张毅雄核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 中国核动力研究设计院四川成都610041

本文将各输入参数的随机性概念引入到核设备的设计中，开展基于概率论的可靠性分析设计，考虑了参数的随机波动及不确定性，计算结构的可靠度以及结构对设计参数的敏感性，从而为结构设计提供更多的反馈信息和指导意见。本文对常用的几... 详细信息

本文将各输入参数的随机性概念引入到核设备的设计中，开展基于概率论的可靠性分析设计，考虑了参数的随机波动及不确定性，计算结构的可靠度以及结构对设计参数的敏感性，从而为结构设计提供更多的反馈信息和指导意见。本文对常用的几种应力强度可靠性分析技术进行了研究，分析了各自的优缺点，以压力容器堆芯段筒体为例，采用解析法、Ansys、OPTIMUS对其可靠度进行了计算，验证了可靠性分析方法及技术在核级设备分析评价的可行性。

关键词：应力强度可靠性核设备敏感性压力容器堆芯筒体

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基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响

基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响

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中国核学会2019年学术年会

作者：吴丹丁书华邓坚李仲春张渝黄涛中国核动力研究设计院四川成都610041 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

失水事故是最复杂的设计基准事故，在失水事故分析中，包壳峰值温度(即"PCT")、氧化份额(即"ECR")、产氢率是安全分析关心的关键物理参量。这几个参量与电厂设计、初始事件有关，也与分析程序以及建模方法有关。区... 详细信息

失水事故是最复杂的设计基准事故，在失水事故分析中，包壳峰值温度(即"PCT")、氧化份额(即"ECR")、产氢率是安全分析关心的关键物理参量。这几个参量与电厂设计、初始事件有关，也与分析程序以及建模方法有关。区别于传统的失水事故分析，本文将采用新的程序进行相关研究，即基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响。通过研究发现，建模方法中对于分析结果有显著影响的因素包括：关键模型(例如临界流模型、再淹没模型、临界后换热模型、包壳氧化模型等)的选取、特殊区域节块(例如破口节块、安注注入点节块、堆芯节块、下降段节块、下腔室和下封头节块等)的划分、某些与模型相关的关键参量(例如喷放系数、再淹没阶段二维移动精细热传导最大网格数等)的选取等。建模方法不同，失水事故分析的计算结果也有所差异。由于失水事故涉及特别复杂的两相流动换热过程，为了保证分析结果的合理性和保守性，需要在大量敏感性分析的基础上固定出一组合理且保守的建模方法用于后续的分析计算。在本文研究的基础上，后续将会细化深入的分析建模方法对分析结果造成影响的原因和机理，并基于ARSAC-K程序形成一套进行失水事故分析的自动高效的建模方法，为自主化三代核电厂安全分析以及中国核电走出去提供有力的技术保障。

关键词：失水事故 ARSAC-K 建模方法模型节块划分包壳峰值温度

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