检索结果-内蒙古大学图书馆

船舶工程 2024年第S01期46卷 404-409,415页

作者：钟明君张丹郭永晋邓坚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 上海交通大学海洋智能装备与系统教育部重点实验室上海200240

为适应海洋核动力系统故障后动态演化、系统多态、后果多样等特点,提出了一套融合概率风险评价(PRA)方法与可靠性分析的海洋核动力系统停堆风险评价方法。通过区分操纵员可干预故障和不可干预故障,分别构建PRA风险模型和可靠性模型评估... 详细信息

为适应海洋核动力系统故障后动态演化、系统多态、后果多样等特点,提出了一套融合概率风险评价(PRA)方法与可靠性分析的海洋核动力系统停堆风险评价方法。通过区分操纵员可干预故障和不可干预故障,分别构建PRA风险模型和可靠性模型评估非计划停堆频率。典型对象应用结果表明,采用该方法开展海洋核动力系统停堆风险评价能够识别海洋核动力运行剖面中的可靠性薄弱环节,确定系统、设备及人员干预的重要度排序,以此提出针对性改进措施。同时,该方法还可对未来海洋核动力健康管理、智能化运行等技术的发展和应用起到重要的牵引作用,具备良好的工程适用性和发展前景。

关键词：核动力停堆风险评价可靠性

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我国核动力水面舰船海上核事故应急处置方案研究

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海军工程大学学报 2022年第2期34卷 75-82页

作者：于红程诗思吴怡睿夏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610041

对响应任务的协调和管理是确保核事故应急响应有效性的关键。针对此问题,分析了我国固定式陆上核设施核事故应急、常规动力水面舰船海上搜救应急的应急处置,提出了一套与我国核动力水面舰船海上核事故应急响应组织及其关键响应任务计划... 详细信息

对响应任务的协调和管理是确保核事故应急响应有效性的关键。针对此问题,分析了我国固定式陆上核设施核事故应急、常规动力水面舰船海上搜救应急的应急处置,提出了一套与我国核动力水面舰船海上核事故应急响应组织及其关键响应任务计划相匹配的海上核事故应急处置方案,给出了从遇险报警到进入应急状态、响应行动开始实施、应急处置结束整个过程中应急指挥、通知报告、技术决策、通道控制、缓解行动、防护行动、搜寻救援、医疗救治、保障支援、信息发布的具体行动步骤。

关键词：核动力舰船核事故应急海上核事故应急处置

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热管反应堆启堆特性分析

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核动力工程 2023年第S02期44卷 67-73页

作者：杜政瑀马誉高钟睿诚丁书华何晓强邓坚刘余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 中国科学技术大学核科学技术学院合肥230027

热管反应堆在中子能谱、燃料及堆芯结构、温度反馈系数、反应性控制方式、冷却剂等方面与压水堆存在较大的不同,导致其启堆过程中堆芯可能出现较大的功率峰值并导致热管两端出现较大的温差。针对上述问题,以陆地热管反应堆为研究对象,... 详细信息

热管反应堆在中子能谱、燃料及堆芯结构、温度反馈系数、反应性控制方式、冷却剂等方面与压水堆存在较大的不同,导致其启堆过程中堆芯可能出现较大的功率峰值并导致热管两端出现较大的温差。针对上述问题,以陆地热管反应堆为研究对象,提出了“蛙跳式”启堆控制策略,通过理论分析的方法提出了策略的控制整定值;在系统设计改进方面,提出了增加空气预热器用于热管完全启动前热管冷凝段预热的方案;并采用数值计算的方法对前述方案的应用效果进行了分析和验证。计算结果表明,提出的启堆控制策略和系统设计改进方案减小了启堆过程中堆芯功率的波动幅度,减小了热管启动过程中热管蒸发段和冷凝段的温差,并相应降低了热管热应力,提高了热管运行的可靠性。其研究成果为控制鼓的设计提供了输入,也为反应堆保护与控制系统相关监测参数的设定和热管堆气体冷却系统的设计方案提供了参考。

关键词：热管反应堆(HPR) 启堆控制策略热管冷凝段预热

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基于分段线圈的多线圈电感式棒位探测器棒位解算方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 166-170页

作者：高龙将唐健凯付国忠王益明张雪锋王翔翼罗凌雁重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆400044 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

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多... 详细信息

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多线圈电感式棒位探测器的动态特性进行了分析,结果表明每段检测线圈的感应电压存在一段特定区域,该区域的电压峰值呈线性变化。基于该特性提出了多线圈电感式棒位探测器的分段线圈的棒位解算方法,通过实时采集控制棒运动在不同位置时每段检测线圈当前周期内峰值,再根据棒位解算区域中感应电压峰值与棒位的关系进行棒位解算。最后,通过ANSYS和MATLAB/Simulink软件搭建模型对理论分析和棒位解算方法进行验证,仿真结果表明所提棒位解算方法能够使棒位探测器测量误差检测精度<0.2 mm,满足对控制棒进行高精度棒位检测的需求。

关键词：电感式棒位探测器高精度棒位解算分段线圈控制棒棒位感应电压峰值

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少齿差刚柔复合摆线减速器静态特性分析

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机械工程师 2024年第4期 28-33页

作者：黄思语唐源李晴朝刘彦霆唐健凯吴昊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

以NN型少齿差摆线减速器为研究对象,分析其结构原理及传动特性,考虑到变形协调作用,设计了少齿差刚柔复合齿轮副,在齿轮啮合传动过程中引入柔性部件,使弹性体能够吸收齿轮传动中的振动冲击并传递一部分力矩,并使用有限元进行静态啮合特... 详细信息

以NN型少齿差摆线减速器为研究对象,分析其结构原理及传动特性,考虑到变形协调作用,设计了少齿差刚柔复合齿轮副,在齿轮啮合传动过程中引入柔性部件,使弹性体能够吸收齿轮传动中的振动冲击并传递一部分力矩,并使用有限元进行静态啮合特性分析。在ANSYS Workbench中建立刚柔复合摆线齿轮副有限元模型,分析聚氨酯弹性体的弹性模量最小值,改变齿轮副结构参数,对刚柔复合摆线齿轮副进行轮齿啮合应力分析,并分析参数变化对齿面接触力大小的影响规律。

关键词：少齿差刚柔复合弹性模量有限元分析

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核电工程数字化移交初步方案研究

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科技创新与应用 2024年第32期14卷 1-9页

作者：王艺赖建永黄捷唐涌涛郝承明夏军宝孙冠宇喻巧张皓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

首先,该文阐述数字化移交背景及概念,概述国内外数字化移交相关标准发布情况,提出核电工程实施数字化移交的必要性及建设目标。然后提出核电工程实施数字化移交的总体策略和工作流程,包括制定移交规范、整理移交数据、开发移交平台、建... 详细信息

首先,该文阐述数字化移交背景及概念,概述国内外数字化移交相关标准发布情况,提出核电工程实施数字化移交的必要性及建设目标。然后提出核电工程实施数字化移交的总体策略和工作流程,包括制定移交规范、整理移交数据、开发移交平台、建立移交数据库和应用拓展等。最后,提出核电工程实施数字化移交的总体技术方案,包含需要开展的前期技术准备、确定移交范围和内容、移交数据治理、移交数据质量管理及移交平台开发等内容。

关键词：数字化移交移交规范数据治理平台开发核电工程

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适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

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原子能科学技术 2022年第7期56卷 1321-1327页

作者：熊青文苟军利杜鹏邓坚邱志方黄涛申亚欧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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂... 详细信息

最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT(loss-of-fluid test)大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。

关键词： BEPU 敏感性分析全局敏感性矩独立不确定性

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基于混合生成对抗网络的核动力时序数据异常检测方法研究

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智能计算机与应用 2025年第5期 111-116页

作者：万静意艾庆忠曾辉欧阳泽宇唐雷赵欣中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室中国核动力研究设计院

为利用核动力系统产生的大量时序数据，自动、高效检测出系统动态运行过程中存在的各类异常，本研究提出了一种面向核动力系统多元时序数据的无监督异常检测方法NadGAN,以提高微小异常和新异常的识别率，避免其发展为严重事故。利用门... 详细信息

为利用核动力系统产生的大量时序数据，自动、高效检测出系统动态运行过程中存在的各类异常，本研究提出了一种面向核动力系统多元时序数据的无监督异常检测方法NadGAN,以提高微小异常和新异常的识别率，避免其发展为严重事故。利用门控循环单元(GRU)作为生成对抗网络(GAN)中生成器和判别器的基础模型，提取时间依赖关系，通过对抗训练学习正常数据特征分布。在异常检测阶段，采用自适应阈值方法综合考虑判别误差和重构误差进行异常判定，避免手动调参。在6个仿真数据集上与4种基线方法进行对比实验，结果表明NadGAN性能优于其他对比方法，证明了将所提出方法运用于核动力系统异常检测的有效性和可行性。

关键词：核动力系统多元时序数据异常检测生成对抗网络门控循环单元

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HDR实验堆压力容器-水平管道系统热分层的大涡模拟

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应用力学学报 2024年

作者：高启丹程钱余晓菲周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室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

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器... 详细信息

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器（RPV）的全尺寸HDR实验堆仿真模型。研究中，流场计算采用大涡模拟（LES）数值方法，以解决大尺度和小尺度的湍流运动对非稳态流动传热过程的影响，耦合固体导热方程，完成了水平管道系统共轭传热分析。结果表明：大涡模拟方法适用于热分层问题研究，对于流场及结构温度分布预测结果与实验数据吻合良好。研究确定了水平管道发生热分层现象时结构温度波动强度最大位置，该点可作为热疲劳分析敏感点。本文数值模拟方法和分析结果可为压水堆管道系统及设备的结构完整性和安全性评估提供参考。

关键词：压水反应堆热分层大涡模拟共轭传热

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典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发

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原子能科学技术 2022年第6期56卷 1188-1195页

作者：熊青文黄涛苟军利杜鹏邓坚袁鹏周佳樾胡文桢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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

现象识别排序表(PIRT)是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆(PWR)小破口... 详细信息

现象识别排序表(PIRT)是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆(PWR)小破口失水事故(SBLOCA)。参考已有的SBLOCA PIRT,并基于基准计算结果,筛选和补充了可能对目标输出(FOM)具有影响的54个不确定性输入参数。使用一种优化矩独立全局敏感性分析方法计算得到了各输入参数对FOM的敏感性度量和重要度排序。将参数的重要度排序转换为Savage分数,按照Savage分数定性地将所有输入参数进行重要度分组,从而得到了SBLOCA的参数重要度排序表,为压水堆SBLOCA工况的参数排序提供了参考。

关键词：敏感性分析参数重要度小破口失水事故现象识别排序表

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