检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第S02期43卷 165-170页

作者：庾明达张丽屏邵雪娇姜露李辉刘贞谷蒲卓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

针对压力容器主管道焊接径向位移过大的问题,采用SYSWELD软件对主管道多层多道焊接进行了数值模拟分析,并研究了3种分段式焊接方案对焊接残余应力和变形的影响。结果表明,计算结果与实验结果较为吻合,验证了数值手段的合理性,采用分段... 详细信息

针对压力容器主管道焊接径向位移过大的问题,采用SYSWELD软件对主管道多层多道焊接进行了数值模拟分析,并研究了3种分段式焊接方案对焊接残余应力和变形的影响。结果表明,计算结果与实验结果较为吻合,验证了数值手段的合理性,采用分段式焊接可有效地降低压力容器主管道焊接过程的径向位移和残余应力,在所研究的3种分段式研究方案中,分段式上下单边焊接方案对焊接径向位移的抑制效果最好。

关键词：主管道多层多道焊径向变形位移抑制

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CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

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核动力工程 2021年第1期42卷 80-85页

作者：肖鹏刘宏春何正熙赵阳李伟唐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成都610213

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆... 详细信息

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。

关键词： CENTER 定期试验反应堆保护系统

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基于OPTIMUS的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析

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核动力工程 2022年第S02期43卷 171-176页

作者：袁艳丽张毅雄叶献辉王碧浩李柄锦杨康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

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主... 详细信息

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主泵进口接管嘴弯矩对SG下部水平支承的间隙的敏感性较高。相关敏感性分析方法与分析流程可推广至核动力装置其他系统与设备,为RCS的可靠性分析参数选取及优化设计改进提供定量分析手段与数据支持。

关键词：反应堆冷却剂系统(RCS) 地震响应敏感性分析

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ALSTM-GPC在核电厂协调控制系统中的应用

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核动力工程 2021年第S02期42卷 41-47页

作者：邓志光青先国吴茜郑晓朱毖微朱加良吕鑫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

针对常规比例积分微分(PID)控制器面对复杂系统时控制效果欠佳的问题,充分结合深度学习在特征提取、回归预测以及预测控制在处理多变量、强耦合等问题的优势,先通过ALSTM深度网络构建预测模型控制器,该预测模型以对象一维时序信号作为输... 详细信息

针对常规比例积分微分(PID)控制器面对复杂系统时控制效果欠佳的问题,充分结合深度学习在特征提取、回归预测以及预测控制在处理多变量、强耦合等问题的优势,先通过ALSTM深度网络构建预测模型控制器,该预测模型以对象一维时序信号作为输入,以长短期记忆网络(LSTM)完成特征提取,然后通过引入注意力机制,对LSTM提取特征的权重参数进行优化,筛选保留目标特征,滤除冗杂特征,实现精准提取有效时序特征。再将广义预测控制(GPC)作为滚动优化控制器,搭建注意力长短期记忆网络-广义预测控制器(ALSTM-GPC)。随后在核电站双入双出多变量协调控制系统进行仿真实验,通过设定值扰动、内扰以及外扰等一系列仿真实验的验证,与常规PID控制相比,ALSTM-GPC控制器具有更优的控制效果。

关键词：长短期记忆网络(LSTM) 注意力机制阶梯式广义预测控制协调系统核电厂

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华龙一号堆内构件设计方法研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 182-188页

作者：李浩李燕何培峰余志伟胡朝威王庆田夏欣赵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成都610213

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间... 详细信息

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间的因果关系链条,确立了RVI设计需满足的功能需求条目。同时基于RVI的功能需求及国内外堆型的经验反馈,对重要的功能需求条目确立了量化评价准则,通过量化指标以规范RVI设计。通过RVI设计方法的研究确立了华龙一号RVI的10个方面的共72条功能需求条目,同时通过分析计算确定了各项分析的量化评价准则,为各项分析计算提出了明确的指标。该方法实现了RVI的正向设计,涵盖其全寿期的功能需求,保证了RVI设计的可靠性和安全性。

关键词：堆内构件(RVI) 正向设计需求分析量化评价准则

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不同管径与倾角下单管和管束外含空气蒸汽冷凝对比分析

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核动力工程 2022年第4期43卷 11-17页

作者：邹志强武铃珺李方立边浩志曹博洋丁铭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 哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001

为评估不同传热管结构参数下单管与管束外含空气蒸汽冷凝传热规律的差异,基于外径12~19 mm、倾角0°~90°的单管和3×3管束在压力0.2~1.6 MPa、空气质量份额12%~87%的参数范围内开展了试验研究。结果表明:不同压力范围内,... 详细信息

为评估不同传热管结构参数下单管与管束外含空气蒸汽冷凝传热规律的差异,基于外径12~19 mm、倾角0°~90°的单管和3×3管束在压力0.2~1.6 MPa、空气质量份额12%~87%的参数范围内开展了试验研究。结果表明:不同压力范围内,管径和倾角对单管和管束的影响呈现不同的规律。在压力小于0.8 MPa时,管束冷凝传热受管径和倾角影响的规律与单管总体一致,两者的冷凝传热系数均随管径和倾角的减小而增大。在0.8~1.6 MPa时,管束冷凝传热受管径和倾角的影响与单管存在明显差异。结合不凝性气体影响蒸汽冷凝传热的机制对所呈现的一致性和差异性规律进行了分析。

关键词：单管管束管径倾角蒸汽冷凝不凝性气体

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华龙一号反应堆压力容器下封头高温蠕变研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 202-207页

作者：杨立才邱天杨志海尹祁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成都610213

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温... 详细信息

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温蠕变数据,联合数值模拟和理论分析,对HPR1000 RPV下封头高温蠕变问题进行了系统的研究。首先建立了RPV下封头材料高温蠕变本构模型。利用ANSYS软件开展了高温及内压载荷作用下的下封头高温蠕变数值模拟研究,获得了下封头蠕变应变和蠕变应力分布。此外,首次针对RPV下封头高温蠕变问题进行了理论研究。结果表明,RPV下封头高温蠕变主要发生在温度高于450℃的区域;在严重事故工况下,HPR1000 RPV下封头不会发生高温蠕变失效;内压增大将导致RPV塑性失效范围扩大;RPV下封头稳态蠕变理论分析结果与数值模拟结果相吻合,理论分析结果揭示了RPV下封头分层失效现象。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 下封头高温蠕变数值模拟理论研究

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临界热流密度机理模型发展综述

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核动力工程 2021年第3期42卷 211-217页

作者：刘伟彭诗念江光明刘余邓坚胡迎刘晓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610213

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验... 详细信息

为厘清临界热流密度(CHF)机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。

关键词：临界热流密度机理模型综述

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矩形网格下基于准扩散的堆芯pin-by-pin计算研究

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原子能科学技术 2023年第6期57卷 1120-1130页

作者：颜江涛刘琨庄坤王森山张开辉张欣欣南京航空航天大学材料科学与技术学院江苏南京211106 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

随着堆芯中子学计算对精度要求的不断提高,基于栅元均匀化的pin-by-pin方法成为国内外研究热点。由于pin-by-pin计算巨大的空间网格量及栅元层面较强的非均匀性,目前常用的SP3/GSP3方法在平衡计算精度和计算效率方面还存在一定局限性,... 详细信息

随着堆芯中子学计算对精度要求的不断提高,基于栅元均匀化的pin-by-pin方法成为国内外研究热点。由于pin-by-pin计算巨大的空间网格量及栅元层面较强的非均匀性,目前常用的SP3/GSP3方法在平衡计算精度和计算效率方面还存在一定局限性,为此有必要寻找一种同时考虑计算精度与效率的堆芯计算方法。基于准扩散的堆芯pin-by-pin计算方法从中子输运理论出发,引入艾丁顿因子推导建立三维准扩散方程及边界条件,研究该方程泄漏项的特殊处理方法,同时基于节块展开法建立堆芯pin-by-pin数值计算方法并验证。数值结果表明,对于结构复杂、中子各向异性显著的堆芯,准扩散pin-by-pin计算精度要明显优于传统扩散计算,而两者计算效率相当。该方法是一种平衡了堆芯计算效率与精度的计算方法,为准扩散理论应用于堆芯pin-by-pin计算提供了基础。

关键词：准扩散艾丁顿因子 pin-by-pin计算

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模块式小型堆多样性保护系统研究与设计

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核动力工程 2022年第S02期43卷 228-233页

作者：朱攀习蒙蒙许东芳邱志方刘宏春钟思洁党高建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

对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RD... 详细信息

对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RDA设计中全面应用多样性和独立性设计技术,构建了高可靠、低误动率的系统架构,显著提升了模块式小型堆的安全性和经济性,满足核电厂纵深防御和多样性要求,相关技术指标已达到了国际先进水平。

关键词：模块式小型堆多样性保护系统(RDA) 软件共因故障(SWCCF) 纵深防御系统设计

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