检索结果-内蒙古大学图书馆

热加工工艺 2023年第8期52卷 136-140页

作者：屈华鹏张宏亮王留兵冯翰秋吴冰洁陈海涛郎宇平宋丹戎许斌钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081 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610200

研究了核反应堆堆内弹簧用0Cr15Ni70Ti3AlNb(X-750)镍基合金材料时效强化状态下在室温至650℃范围内的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟本构关系式对疲劳性能数据进行了计算和分析。结果表明:与M-C经典关系式相比,在室温、350... 详细信息

研究了核反应堆堆内弹簧用0Cr15Ni70Ti3AlNb(X-750)镍基合金材料时效强化状态下在室温至650℃范围内的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟本构关系式对疲劳性能数据进行了计算和分析。结果表明:与M-C经典关系式相比,在室温、350、500和650℃条件下,郑修麟关系式获得了更高的拟合一致性,采用该关系式对X-750合金疲劳寿命的预测精度相对更高。

关键词： X-750镍基合金高温低周疲劳性能 M-C模型郑修麟模型

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基于关联规则算法挖掘的核电站安全管理系统设计

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计算机时代 2025年第3期 72-77页

作者：魏颖吴志强核反应堆技术重点实验室四川成都610041 中国核动力研究设计院

为了实现对核电站安全状态的实时监控和评估,通过集成数据采集、数据处理、风险评估和决策支持等多个模块,设计了一套基于关联规则挖掘算法的核电站安全管理系统。该系统整合了两种主流的关联规则挖掘算法:Apriori算法和FP-Growth算法,... 详细信息

为了实现对核电站安全状态的实时监控和评估,通过集成数据采集、数据处理、风险评估和决策支持等多个模块,设计了一套基于关联规则挖掘算法的核电站安全管理系统。该系统整合了两种主流的关联规则挖掘算法:Apriori算法和FP-Growth算法,以适应不同情况下的安全数据分析需求。系统构建了风险数据库,为风险评估和决策支持提供了数据支撑。所设计的系统能够有效提高核电安全管理效率,降低风险水平。

关键词：核电站安全管理关联规则算法风险挖掘风险数据库系统设计

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向后微分公式在六角形几何物理-热工耦合上的应用

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现代应用物理 2024年第5期15卷 66-71页

作者：蔡云李庆向宏志魏彦琴于颖锐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

针对六角形几何物理-热工耦合求解问题,提出了一种二阶变步长向后微分公式,物理和热工采用相同的步长和时间离散格式,并利用变步长技巧,提高计算效率。物理-热工采用模块化方式耦合,物理模块采用基于六角形几何的节块法,热工采用子通道... 详细信息

针对六角形几何物理-热工耦合求解问题,提出了一种二阶变步长向后微分公式,物理和热工采用相同的步长和时间离散格式,并利用变步长技巧,提高计算效率。物理-热工采用模块化方式耦合,物理模块采用基于六角形几何的节块法,热工采用子通道程序,2个模块之间的数据传递通过共享内存的方式实现,开发了基于向后微分公式的HEXCOB-BDF程序。利用两个VVER堆芯弹棒事故验证该方法在物理-热工耦合上的准确性和计算效率。计算结果表明,HEXCOB-BDF程序与KIKO3D,DYN3D,PARCS计算结果相符,同时计算时间约为隐式Euler法计算时间的1/4。表明本文算法具有较好的准确性和较高的计算效率,可为六角形几何物理-热工耦合求解提供参考。

关键词：物理-热工耦合六角形几何变步长向后微分公式 VVER算例

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基于MTS的NASPIC平台输出至外部系统试验可行性研究

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仪器仪表用户 2023年第10期30卷 35-40,72页

作者：周岱胡清仁王汝桥张谊何玉鹏彭浩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

为确保安全级DCS系统的可靠性,需在固定周期对安全级DCS设备进行定期试验,降低因任何原因导致的系统误动、拒动的可能性。本文针对核安全级DCS平台“龙鳞平台(NASPIC)”的输出至外部系统试验的逻辑关系冗杂、时序关系复杂,以及占用大量... 详细信息

为确保安全级DCS系统的可靠性,需在固定周期对安全级DCS设备进行定期试验,降低因任何原因导致的系统误动、拒动的可能性。本文针对核安全级DCS平台“龙鳞平台(NASPIC)”的输出至外部系统试验的逻辑关系冗杂、时序关系复杂,以及占用大量CPU、SVDU资源的问题,提出了一种新的输出至外部系统试验解决方案,可使CPU中逻辑复杂度大大减少。此方案在对安全级设备性能不降低的情况下大量精简CPU逻辑,且不降低定期试验功能的可靠性,可在多个核电仪控产品领域推广。

关键词：定期试验龙鳞平台工程师站

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核电厂安全级数字化仪控系统故障缺省值的验证与确认

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仪表技术 2024年第4期 44-48页

作者：陈杰靳津肖安洪曾辉郭文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

安全级数字化仪控系统中故障缺省值的设置对核电厂安全具有至关重要的作用,但其验证与确认的难点在于具体实施时缺乏明确的细则指导。基于IEEE Std 1012,结合对法规标准、缺省值设计原则及以往项目实施经验的分析,同时考虑到漳州核电一... 详细信息

安全级数字化仪控系统中故障缺省值的设置对核电厂安全具有至关重要的作用,但其验证与确认的难点在于具体实施时缺乏明确的细则指导。基于IEEE Std 1012,结合对法规标准、缺省值设计原则及以往项目实施经验的分析,同时考虑到漳州核电一期项目数字化仪控系统平台及设计开发流程的特点,提出了一套针对安全级数字化仪控系统故障缺省值的验证与确认策略和方法。经过漳州核电一期的实践验证,这套策略和方法能够充分、高效地验证缺省值设计的正确性和完整性,有效缓解了验证与确认过程中缺乏详尽标准、理论及相关成熟经验可借鉴的困境。对于后续核电安全级数字化仪控系统故障缺省值的验证与确认工作,该策略和方法具有一定的参考价值。

关键词：数字化仪控系统安全级故障缺省值验证与确认核电厂

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基于矩形小尺度流道沸腾传热模型的PCSG热工水力分析研究

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自动化应用 2024年第16期65卷 186-189页

作者：田野赖建永欧阳斌陈爽田培妤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

结合矩形小尺度流道流型过渡准则、泡状流区域沸腾传热模型、受限汽泡流以及环状流区域沸腾传热模型,形成了基于流型的矩形小尺度流道沸腾传热模型。在此基础上,开发了PCSG一维热工水力计算程序PCTH,并进行了PCSG热工水力分析。结果表明... 详细信息

结合矩形小尺度流道流型过渡准则、泡状流区域沸腾传热模型、受限汽泡流以及环状流区域沸腾传热模型,形成了基于流型的矩形小尺度流道沸腾传热模型。在此基础上,开发了PCSG一维热工水力计算程序PCTH,并进行了PCSG热工水力分析。结果表明,该程序的计算结果与试验结果吻合良好,可以较好地预测试验数据范围内的矩形小尺度流道PCSG热工水力特性。

关键词：印刷电路板式蒸汽发生器 PCSG 小尺度流道沸腾传热

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压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏率优化计算

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科技视界 2024年第16期14卷 72-75页

作者：王帅李海颖赵禹张晓华杜政瑀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

反应堆冷却剂泄漏率是压水堆核电厂重点监测的一项数据,根据电厂定期试验程序需要每天测量。由于目前国内核电厂对反应堆冷却剂泄漏率计算研究较少,在计算中存在一些不足。文章讲述了泄漏率计算的基本原理,从系统设计的角度对不同的运... 详细信息

反应堆冷却剂泄漏率是压水堆核电厂重点监测的一项数据,根据电厂定期试验程序需要每天测量。由于目前国内核电厂对反应堆冷却剂泄漏率计算研究较少,在计算中存在一些不足。文章讲述了泄漏率计算的基本原理,从系统设计的角度对不同的运行工况进行分析,得到每种工况下的边界公式。同时基于电厂大量实际运行数据,确定了每种工况下的通用计算公式,结果满足电厂提出的验收条件。通过文章的方法计算冷却剂泄漏率,既能得到比较准确的计算结果,又能满足电厂计算便捷易于操作的要求。

关键词：反应堆冷却剂泄漏率运行工况定期试验

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基于LSTM的核电传感器多特征融合多步状态预测

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核动力工程 2021年第4期42卷 208-213页

作者：张思原卢忝余曾辉徐春张倬黄擎宇张尧毅王媛美中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

针对核电工况参数预测的问题,利用核电站传感检测系统采集的大量时间序列,提出了基于长短时记忆网络(LSTM)的多特征融合多步状态预测模型。以某核电厂实时参数系统采集到的SG1蒸汽压力传感数据为研究对象,首先针对数据缺失、采样时标不... 详细信息

针对核电工况参数预测的问题,利用核电站传感检测系统采集的大量时间序列,提出了基于长短时记忆网络(LSTM)的多特征融合多步状态预测模型。以某核电厂实时参数系统采集到的SG1蒸汽压力传感数据为研究对象,首先针对数据缺失、采样时标不一致问题进行数据预处理,然后完成基于LSTM的多特征融合多步状态预测模型的结构设计与建模,最后将本文提出的预测模型与循环神经网络(RNN)、门控循环单元(GRU)、本文模型-全连接层1以及单变量LSTM等多步预测模型进行比较。实验结果表明,本文提出的预测模型的拟合性能和预测性能整体最优,同时也验证了基于LSTM模型的深度学习方法在核电站运行安全保障领域的适用性。

关键词：核电安全时间序列数据状态预测深度学习

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堆用蒙特卡罗程序MOI并行性能分析

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科技视界 2024年第13期14卷 35-37页

作者：崔显涛强胜龙尹强刘远张斌斌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

蒙特卡罗方法(Monte Carlo method)是目前计算反应堆堆芯物理参数的重要方法。随着高性能多核计算机的发展,采用并行方法改进堆芯燃耗程序成为提高运行效率的主要方法。文章研究了蒙卡燃耗计算程序MOI的并行机制,并通过运行秦山堆芯算例... 详细信息

蒙特卡罗方法(Monte Carlo method)是目前计算反应堆堆芯物理参数的重要方法。随着高性能多核计算机的发展,采用并行方法改进堆芯燃耗程序成为提高运行效率的主要方法。文章研究了蒙卡燃耗计算程序MOI的并行机制,并通过运行秦山堆芯算例,对并行性能进行了测试和分析。

关键词：蒙特卡罗程序并行计算 MOI MPI

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控制棒驱动机构智能感知与自适应控制系统设计及仿真验证

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计算机测量与控制 2023年第1期31卷 120-126页

作者：阳惠曾辉张倬杨昆霖黄擎宇林源峰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

控制棒驱动机构作为核反应堆控制和核安全保护系统的执行机构,对其运行状态进行有效监测是防止反应堆发生控制棒卡棒、滑棒和驱动失灵,保障核反应堆安全经济运行的必要手段;在研究分析控制棒驱动机构线圈电流和振动信号特征的基础上构... 详细信息

控制棒驱动机构作为核反应堆控制和核安全保护系统的执行机构,对其运行状态进行有效监测是防止反应堆发生控制棒卡棒、滑棒和驱动失灵,保障核反应堆安全经济运行的必要手段;在研究分析控制棒驱动机构线圈电流和振动信号特征的基础上构建了控制棒驱动机构状态判别与故障诊断模型,并基于dSPACE实时仿真系统建立了控制棒驱动系统自适应控制数字化模型和控制棒驱动机构智能感知与自适应控制实验样机;通过功能验证,证明该系统能根据电流和振动信号实现对控制棒驱动机构正常运行工况和典型故障模式的实时判别、故障诊断与自适应控制,运行状态识别准确率达到99.2%以上,为后续核反应堆智能设备的研制提供参考。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构智能感知故障诊断自适应控制

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