检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化仪表 2023年第S1期44卷 104-108页

作者：李雨桐周丽红曾山郑媛媛马文桂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

爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计... 详细信息

爆破阀是ACP100自动卸压系统中的关键设备。爆破阀的安全级控制系统能否安全、可靠地执行安全功能与ACP100核电厂的安全密切相关。为了深入分析该系统的功能和性能,以某采用ACP100堆型的核电项目机组为例,对该系统的组成、功能模块设计及定期试验进行分析研究。根据分析可知,无论是单个模块还是整个系统,在冗余、多样化、独立性、可靠性、故障安全等方面都进行了充分的设计考虑;同时,通过定期试验的设计,能够快速、全面地检测出模块和链路的故障。分析结果表明,基于国产安全级数字化控制系统(DCS)平台NASPIC实现的ACP100爆破阀控制系统设计保证了事故情况下可以可靠地驱动爆破阀动作,并缓解事故。所提出的设计方案和分析思路对ACP100堆型的安全级DCS爆破阀控制系统设计具有积极的指导意义。

关键词： ACP100 爆破阀反应堆保护系统数字化控制系统定期试验自动卸压系统

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丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

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核科学与工程 2021年第6期41卷 1251-1259页

作者：侯丽强张明李峰刘一泽罗炜刘兆东黎春梅郑洪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四川成都610213

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以... 详细信息

为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

关键词：丧失交流电源丧失最终热阱先进压水堆应对措施

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核能行业系统仿真软件发展现状浅析

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科技视界 2024年第35期14卷 24-27页

作者：黄轲楚晴蒋冠孚郑艳秋中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室四川成都610041

仿真分析是核能领域重要的验证与分析手段,随着工业控制自动化程度与计算机技术的飞速发展,核电站仿真程序也从最初基于DOS界面与文本输入卡的热工水力专用仿真程序向图形化建模组态、协同开发管理、分布式运行、全范围模拟、拓展接口... 详细信息

仿真分析是核能领域重要的验证与分析手段,随着工业控制自动化程度与计算机技术的飞速发展,核电站仿真程序也从最初基于DOS界面与文本输入卡的热工水力专用仿真程序向图形化建模组态、协同开发管理、分布式运行、全范围模拟、拓展接口丰富的平台软件发展。文章针对RELAP5、MELCOR等热工水力与事故分析程序及3KEYMASTER、APROS等全范围可视化核电站仿真平台的背景、主要功能、组成、特点等方面进行总结。

关键词：仿真 RELAP5 核电 APROS

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粗糙度对铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热影响的实验研究

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工程热物理学报 2021年第9期42卷 2378-2382页

作者：王泽锋陈仕龙邓坚张勇刘余熊进标核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

铁铬铝作为事故容错燃料包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了不同粗糙度的铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热行为,通过一维导热反问题求解计算铁铬铝的表面热... 详细信息

铁铬铝作为事故容错燃料包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了不同粗糙度的铁铬铝在骤冷过程中沸腾传热行为,通过一维导热反问题求解计算铁铬铝的表面热流密度和温度,分析了液体过冷度和粗糙度对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,铁铬铝的骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大。铁铬铝表面的膜态沸腾换热与粗糙度无关,最小膜态沸腾温度受表面亲水性影响显著。

关键词：事故容错燃料粗糙度骤冷行为最小膜态沸腾温度

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安全壳大空间内氢气分层行为的模型研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 155-159页

作者：彭程邓坚上海电力大学能源与机械工程学院上海200090 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

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比... 详细信息

基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用,通过理论建模与实验拟合的方法,得到了预测氢气分布特性的半经验关系式,通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比较,验证了该模型的合理性,可为后期耦合安全壳内蒸汽冷凝行为影响下的氢气分布理论模型的开发提供辅助支撑;同时,通过将其应用于CAP1400缩比安全壳模型中典型氢气行为的研究发现,在容器轴向位置可能形成轻质气体积聚区、浓度梯度区及滞止区,该结果与国际基准实验(ISP47)的相关发现一致。

关键词：氢气分布氢气分层安全壳模型

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“华龙一号”堆芯中子通量测量系统设计

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 146-150页

作者：杨戴博李昆黎刚万波李丹翁小惠韦文彬左思源曾凤梅中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程... 详细信息

传统的二代核电厂普遍采用定期从压力容器底部插入中子探测器的方式来获得堆芯中子通量密度等信息,这种设计降低了反应堆的固有安全性。根据三代核电设计标准以及“华龙一号”堆芯中子通量测量系统的需求,本文设计了一套可用于实际工程的三代核电堆芯中子通量测量系统。该系统由自给能中子探测器组件、信号处理柜和控制柜组成,在通过系统研发、工厂测试和K3级设备鉴定后已成功应用于“华龙一号”全球首堆核电机组。该系统与国外同类型设备相比,其整体性能指标达到了国际先进水平。

关键词：华龙一号堆芯中子通量测量系统自给能中子探测器信号处理柜控制柜

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数据驱动模型在核电系统智能化故障诊断中的应用

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科技视界 2025年第8期15卷 39-44页

作者：唐雷郑代威刘梦娟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电子科技大学网络与数据安全四川省重点实验室

核能作为清洁高效的低碳能源，是我国能源体系的重要组成部分。然而，核事故可能引发的灾难性后果，致使核电厂的运行安全始终备受关注。本文聚焦核电系统的故障诊断技术，尤其是针对数据驱动模型在核电系统故障诊断中的应用展开研究。... 详细信息

核能作为清洁高效的低碳能源，是我国能源体系的重要组成部分。然而，核事故可能引发的灾难性后果，致使核电厂的运行安全始终备受关注。本文聚焦核电系统的故障诊断技术，尤其是针对数据驱动模型在核电系统故障诊断中的应用展开研究。本文阐述了压水堆核电系统的运行机理及典型故障场景，梳理数据驱动模型在核电系统故障诊断应用方面的研究现状，在此基础上，归纳数据驱动建模的基本框架。最后，探讨了应用数据驱动模型诊断核电系统故障所面临的挑战与发展趋势。

关键词：核电系统数据驱动建模故障诊断深度学习

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核取样系统核级隔离阀控制柜的设计

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自动化仪表 2023年第S1期44卷 215-219页

作者：周丽红潘福军李倩贾小东姜静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 中国核动力研究设计院四川成都610213

以福清核电5#机组“华龙一号”首堆为背景,阐述了核取样系统取样管线的样品种类及其取样手段。不同的取样管线采用不同的开启和停运方式,并集中在核取样间进行采样。对主要的取样管线隔离阀在核取样间设置隔离阀控制柜。重点对福清5#机... 详细信息

以福清核电5#机组“华龙一号”首堆为背景,阐述了核取样系统取样管线的样品种类及其取样手段。不同的取样管线采用不同的开启和停运方式,并集中在核取样间进行采样。对主要的取样管线隔离阀在核取样间设置隔离阀控制柜。重点对福清5#机组核取样系统核级隔离阀就地控制柜的设计进行了详细的归纳分析,对其选择开关的选型及控制原理进行了阐述。对比了主控室和就地控制两种控制方式。根据“华龙一号”抗震要求,详细说明了核级隔离阀控制柜的抗震问题,提出了解决方案,并顺利通过了抗震试验。核级隔离阀控制对核取样系统至关重要,对现场运行或事故后采样分析诊断具有重要价值。核取样系统核级隔离阀控制柜的设计为核电其他工程设计提供了可借鉴的经验。

关键词：核取样系统核级控制柜隔离阀取样管线记忆开关抗震主控室减压阀

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各向异性散射截面对快堆敏感性系数计算影响研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 48-54页

作者：王冬勇马续波朱润泽张斌彭星杰王连杰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 华北电力大学核科学与工程学院北京102206

快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的... 详细信息

快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动^(238)U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑^(56)Fe高阶非弹性散射截面的扰动,会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%,而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后,自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好,最大偏差不超过3.22%,同时^(238)U的弹性散射反应道和^(56)Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此,快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响,同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确,针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行,计算精度同国际同类程序的计算精度相当。

关键词：敏感性系数快能谱反应堆各向异性散射不确定度分析

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基于深度神经网络的设备剩余使用寿命预测研究

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计算机应用与软件 2024年第8期41卷 60-66页

作者：王加昌赖跖唐雷田野刘梦娟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 电子科技大学网络与数据安全四川省重点实验室四川成都610054 奇虎360科技有限公司四川成都610061

随着传感器在工业设备上的广泛部署,数据驱动的设备状态预测与健康管理技术逐渐成为工业界和学术界研究的热点。该文针对其中的设备剩余使用寿命预测问题展开研究。利用深度神经网络建立设备剩余使用寿命预测模型的关键步骤,并基于C-MA... 详细信息

随着传感器在工业设备上的广泛部署,数据驱动的设备状态预测与健康管理技术逐渐成为工业界和学术界研究的热点。该文针对其中的设备剩余使用寿命预测问题展开研究。利用深度神经网络建立设备剩余使用寿命预测模型的关键步骤,并基于C-MAPSS公开数据集,评价前馈神经网络、卷积神经网络、长短期记忆网络三种典型深度神经网络用于剩余使用寿命预测的性能,实验结果显示考虑时序特征的长短期记忆网络具有显著的性能优势,最后对该方向的发展趋势展开讨论。

关键词：剩余使用寿命预测深度神经网络卷积神经网络长短期记忆网络

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