检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2014年第14期 270-271页

作者：刘飞洋韩勇游洲李朋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四川成都610041

稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出... 详细信息

稳压器安全阀作为核电站一回路最重要的阀门之一,在维持一回路压力边界完整下为一回路系统提供了超压保护,在ACP1000与二代加压水堆核电站中,稳压器安全阀均采用先导式安全阀,由液压和电控两种方式可以控制阀门的开启,本文通过对比提出了ACP1000的控制方案设计。

关键词： ACP1000 稳压器安全阀超压保护控制

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堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

堆芯筒体裂纹三维断裂力学有限元法与工程方法对比研究

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2007中国科协年会专题论坛暨第四届湖北科技论坛

作者：郑斌孙英学臧峰刚杨宇卢岳川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

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三... 详细信息

本文通过 ABAQUS 程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了三维断裂力学有限元分析,计算了其在 PTS 瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子并进行了评定。同时,与工程分析方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程分析方法在 PTS 计算分析时较三维断裂力学有限元分析保守。

关键词：反应堆压力容器断裂力学有限元

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自给能中子探测器在反应堆中子测量中的应用研究

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科技视界 2021年第7期 131-134页

作者：杨戴博李昆韦文彬李丹夏源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四川成都610041

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头... 详细信息

目前,三代核电普遍使用固定式自给能中子探测器(SPND)来实现堆芯中子注量率水平及其分布的测量,这对于保持反应堆功率密度的最佳分布,保证核反应堆的安全稳定运行具有重要意义。文章论述了SPND的基本结构、工作原理、探测器分类和探头材料选取,重点分析了铑SPND的响应机理和延迟修正方法,并对不同延迟修正方法的效果进行了对比。文章的研究对于SPND的理论机理分析和实际工程应用都具有一定的意义。

关键词：自给能中子探测器堆芯中子注量率响应机理延迟修正

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AVS2快速帧内模式决策VLSI结构设计与实现

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中国仪器仪表 2022年第5期 77-81页

作者：谢豪许东芳陈杰廖成晋崔敖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四川成都610213

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2采取了33种帧内预测模式,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。通常,针对CPU平台的软件编码器的... 详细信息

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2采取了33种帧内预测模式,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。通常,针对CPU平台的软件编码器的快速算法研究一般直接考虑算法本身的复杂度,但针对硬件编码器产品的快速算法研究同时还需要考虑到数据依赖性等问题。有效的帧内模式决策算法一直在被不断的研究和优化中,目前国际上针对国际标准如H.265/HEVC等编码器产品的帧内快速算法研究已经比较成熟,而针对我国自主视频编码标准AVS2产品的有效帧内快速算法很少,特别是针对AVS2的硬件编码器帧内模式决策快速算法几乎没有,这显然不利于AVS2编码器的应用和推广,可见对AVS2帧内快速模式决策算法的研究非常必要。基于算法;的提出,本文提出了面向VLSI的帧内预测模块的微结构设计。为了满足300MHz时钟频率下对1920×1080@60fps的吞吐率要求,本文采用了两套并行电路进行设计。一套单独完成256个4×4尺寸PU的预测(LCU级),另一套串行完成其他尺寸精简后的预测电路。通过Vivado HLS综合报告分析,仅使用Xilinx FPGA XC7K325T 900开发板28%的LUT、3%的FF及1%的BPRAM便达到了设计要求。

关键词： AVS2 帧内预测 VLSI

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CNFM系统的核电站运行支持功能开发

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中国核电 2023年第1期16卷 142-145页

作者：谢运利刘琨陈长周代杰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四川成都610041

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在... 详细信息

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在线监测系统,基于此系统的一些堆芯分析方法不再适用,另外第三代核电站在堆芯分析及运行管理方面也提出了新的需求,为此CNFM系统开发了一些辅助运行支持功能,集成了电站以往需要独立开展的运行操作。由于实时和大量的实测数据支持,运行支持功能的计算方法相对传统的方法有所改进,部分功能弥补了传统电站不具备的计算能力。系统部分运行支持功能已应用于电站,后续将持续进行优化和推广,助力电站运行分析的智能化,提高运行的决策能力。

关键词：华龙一号在线监测核电站运行负荷跟踪反应性计划

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秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

秦二扩LOCA后安全壳内产氢量计算分析

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第十二届反应堆数值计算与粒子输运学术会议

作者：胡建军芮旻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

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于... 详细信息

压水堆核电站LOCA(失水事故)后,由于反应堆冷却剂的辐照分解、锆水反应等机制,在安全壳内产生大量的氢气,这些氢气与安全壳内的氧气混合形成易爆混合物,在一定条件下会造成爆炸的危险。LOCA后可能释放到安全壳内的氢气浓度必须保持低于足以防止出现氢氧混合物燃烧的危险的浓度。本文针对秦山第二核电厂扩建工程(简称秦二扩)安全分析工作,对秦二扩LOCA事故工况下氢气的产生进行了计算分析,介绍了冷却剂在堆芯区和地坑区的辐照分解产氢使用ORIGEN2程序的计算模型,以及其它相关计算模型。

关键词：秦山第二核电厂扩建工程 LOCA 产氢量计算 OR(?)GEN2

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水平直肋管充分发展层流自然对流换热的数值分析

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科技视界 2016年第14期 7-9页

作者：张倬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四川成都610213

本文建立了水平直肋管层流自然对流换热的数学模型。通过对模型化简,导出无量纲控制方程,利用Simpler算法以及均分网格,对该问题进行求解,并进行了流场与温度场的数值模拟,分析了阻力系数和平均Nusselt数随Ra数变化曲线。与相关文献中... 详细信息

本文建立了水平直肋管层流自然对流换热的数学模型。通过对模型化简,导出无量纲控制方程,利用Simpler算法以及均分网格,对该问题进行求解,并进行了流场与温度场的数值模拟,分析了阻力系数和平均Nusselt数随Ra数变化曲线。与相关文献中的实验结果对比符合良好。

关键词：水平直肋管 Simpler 自然对流数值模拟

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微通道内亲疏水壁面特性对入口段长度的影响

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航空动力学报 2021年第2期36卷 384-395页

作者：吴瀚枭杨雯李海旺徐天彤方卫东聂芃芃夏双枝北京航空航天大学能源与动力工程学院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 北京航空航天大学航空发动机研究院航空发动机气动热力国家级重点实验室北京100191 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 中国保利集团新时代科技有限公司北京100088 北京航空航天大学高等理工学院北京100191

针对水力直径为200μm的微尺度通道,采用数值模拟的方法研究了壁面亲疏水特性产生的速度滑移对微尺度通道入口段长度的影响,建立了包含滑移长度影响的入口段长度修正计算公式。研究表明:相同流量下,速度滑移的存在使得微尺度通道充分发... 详细信息

针对水力直径为200μm的微尺度通道,采用数值模拟的方法研究了壁面亲疏水特性产生的速度滑移对微尺度通道入口段长度的影响,建立了包含滑移长度影响的入口段长度修正计算公式。研究表明:相同流量下,速度滑移的存在使得微尺度通道充分发展段的最大速度减小,从而缩短了入口段长度,且在低雷诺数区域,入口段的缩短效应更为显著。针对不同的雷诺数区域分别进行无量纲入口段长度计算公式的拟合,得到拟合系数随滑移长度的变化规律与对应关系,从而建立了滑移长度对入口段长度的修正计算方法和准则关系式,利用修正公式计算的结果与数值模拟结果相比,最大误差为3.7%。

关键词：亲疏水壁面微通道速度滑移壁面切应力入口段

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燃料棒熔化行为的粒子网格混合法模拟研究

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核动力工程 2019年第S02期40卷 51-56页

作者：李勇霖陈荣华蔡庆航田文喜左娟莉朱大欢邓坚秋穗正苏光辉陕西省先进核能重点实验室西安交通大学能源与动力工程学院多相流国家重点实验室西安710049 西安理工大学西安710049 中国核动力研究院核反应堆系统设计技术实验室成都610213

堆芯燃料组件熔化以及熔融物流动扩展行为具有不确定性且难以预测,为了研究燃料棒在发生严重事故时的熔化行为,采用一种粒子与网格耦合的方法(粒子网格混合法)对堆芯内燃料棒单棒的熔化行为进行了建模分析。通过数值探究了在燃料棒熔化... 详细信息

堆芯燃料组件熔化以及熔融物流动扩展行为具有不确定性且难以预测,为了研究燃料棒在发生严重事故时的熔化行为,采用一种粒子与网格耦合的方法(粒子网格混合法)对堆芯内燃料棒单棒的熔化行为进行了建模分析。通过数值探究了在燃料棒熔化过程共晶反应对熔化进程的影响。研究结果表明,在核反应堆发生严重事故时,燃料棒材料之间的共晶反应会使燃料芯块在低于其熔点的温度下发生熔解,熔化后物质形态呈烛滴状,其沿着燃料棒外表面向下迁移,在此过程中,高温中心也是随之向下移动而加快了燃料棒下部的熔化速度。因此,本研究建立的数值预测方法能够对堆芯燃料棒的熔化行为进行比较准确的模拟。

关键词：核反应堆严重事故燃料棒熔化行为粒子网格混合法

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镀铬在反应堆结构中的应用研究

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科技视界 2014年第13期 64-65页

作者：陈训刚夏欣赵伟李浩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四川成都610041

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬... 详细信息

镀铬层具有很高的硬度、耐磨性和耐热性,化学性能稳定,在反应堆结构中具有很高应用价值。本文针对镀铬在反应堆内的应用,分析了镀铬的应用安全性,归纳总结了镀铬的应用形式,给出了镀铬在应用前应做的性能检验及检验方法。结果表明,镀铬在反应堆中的应用是安全的,可以在反应堆的结构中推广应用。

关键词：镀铬反应堆结构应用

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