检索结果-内蒙古大学图书馆

电工技术 2023年第17期 244-247页

作者：黄兵张现傲武文奇张利琴曾小康王涛昝元锋江苏核电有限公司江苏连云港222000 中国核动力研究设计院中核团核反应堆热工水力技术重点实验室四川成都610041

某1000 MW压水堆核电站机组循环水系统为海水直流式供水系统,该系统采用一机三泵母管制布置方式为常规岛凝汽器及其辅助冷却系统提供冷却水,循环泵为定速泵,冬季两台循环泵运行,夏季三台循环泵运行。当前循环水系统冬季运行方式存在如... 详细信息

某1000 MW压水堆核电站机组循环水系统为海水直流式供水系统,该系统采用一机三泵母管制布置方式为常规岛凝汽器及其辅助冷却系统提供冷却水,循环泵为定速泵,冬季两台循环泵运行,夏季三台循环泵运行。当前循环水系统冬季运行方式存在如下问题:两台泵运行状态下瞬发停泵二切一后,会连锁打开虹吸破坏阀,导致启动备用泵前还要关虹吸阀抽真空,耗时较久(0.5 h及以上);冬季通常是将中泵作为备用,而备用边泵是否可行以及有无凝汽器水室超压或循环泵超载风险,需要分析论证。通过Flowmaster进行建模计算,分析了冬季瞬发停泵二切一启动备用泵、不开启虹吸破坏阀的可行性,论证了备用边泵是否会引起凝汽器水室超压或循环泵超载,以期为循环水系统运行方式优化提供理论支撑。

关键词：循环水系统冬季运行方式优化

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核安全级DCS应用软件代码配置管理研究

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现代计算机 2022年第21期28卷 52-57页

作者：张子鹏魏新宇张晨昊李旺西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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

核电厂安全级DCS系统结构复杂,冗余度高。系统内部按照实现的功能不同,分为各种功能站点,例如控制站、传输站、安全显示站和网关站等。在设计开发过程中,各功能站的应用软件一般在一个工程文件中同步开发,功能站之间相互关联。提出的依... 详细信息

核电厂安全级DCS系统结构复杂,冗余度高。系统内部按照实现的功能不同,分为各种功能站点,例如控制站、传输站、安全显示站和网关站等。在设计开发过程中,各功能站的应用软件一般在一个工程文件中同步开发,功能站之间相互关联。提出的依托于核电厂数字化安全级仪控系统(NASPIC平台)的核安全级DCS应用软件代码的配置管理策略,可以较好地控制安全级DCS代码版本,满足设计开发和使用要求。

关键词：核安全级DCS 应用软件代码配置管理华龙一号

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基于大数据技术的科技档案管理转型研究与实践

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现代企业文化 2021年第7期 24-26页

作者：崔静华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

在大数据时代,数据的激增、技术的发展、创新的需求使科技档案管理迎来了前所未有的发展转型机遇.文章在科技档案管理现实基础上,提出了基于大数据技术的科技档案管理转型发展具体目标、涉及的关键技术和保障条件,并介绍了作者所在部门... 详细信息

在大数据时代,数据的激增、技术的发展、创新的需求使科技档案管理迎来了前所未有的发展转型机遇.文章在科技档案管理现实基础上,提出了基于大数据技术的科技档案管理转型发展具体目标、涉及的关键技术和保障条件,并介绍了作者所在部门的转型发展实践.

关键词：大数据技术科技档案转型

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二氧化碳冷却反应堆始发事件和验收准则研究

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核技术 2020年第6期43卷 21-28页

作者：毛辉辉张丹高春天吴攀刘余毕树茂米争鹏 (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 西安交通大学西安710049

直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项... 详细信息

直接循环二氧化碳冷却反应堆作为一种新概念反应堆,和直接循环沸水堆、间接循环氦气冷却堆、压水堆等相比,其系统配置及安全特性不同,安全设计中所考虑的始发事件与安全准则与现有反应堆存在差异。始发事件清单是反应堆设计的重要输入项,是反应堆系统安全设计的基础;验收准则为安全分析结果是否符合安全要求提供判据。本文采用主逻辑图分析方法,针对直接循环二氧化碳冷却反应堆开展研究,初步提出了反应堆安全设计所需要的始发事件,并根据设计对象特点,基于现有的压水堆、气冷堆及新堆等工程经验,初步给出了验收准则。该研究为直接循环二氧化碳冷却核动力系统安全设计奠定基础,也为直接循环反应堆的安全设计提供参考。

关键词：二氧化碳冷却反应堆直接循环始发事件安全准则

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高温超细长潜油永磁电机温升研究

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电机与控制应用 2021年第2期48卷 50-56页

作者：冯威杨松张炳义沈阳工业大学电气工程学院辽宁沈阳110870 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610000

潜油电机槽满率低、振动大,增大了绕组绝缘损坏的风险。为此,提出一种定子模块组合式潜油电机(MCSPMM)结构,能够有效增大电机的槽满率,减小电机振动。但在高温高压的工作条件下,需要对这种特殊结构电机的温升进行进一步设计和校核。由... 详细信息

潜油电机槽满率低、振动大,增大了绕组绝缘损坏的风险。为此,提出一种定子模块组合式潜油电机(MCSPMM)结构,能够有效增大电机的槽满率,减小电机振动。但在高温高压的工作条件下,需要对这种特殊结构电机的温升进行进一步设计和校核。由于实际工况下电机温升测试困难,为了确保电机运行的稳定性,对超细长潜油永磁电机的温升进行了研究。其发热量可用热负荷进行近似考量并用有限元进行了验证,计算极限工况下电机的温升分布,为超细长MCSPMM的设计提供重要依据。

关键词：永磁电机电机设计模块组合温度场分析

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压水堆堆芯多专业耦合计算软件COMPCS的研制与初步应用

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现代应用物理 2021年第1期12卷 26-34页

作者：李治刚安萍潘俊杰赵文博刘卢果宫兆虎芦韡强胜龙贺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

基于3维时空中子动力学计算软件CORCA-K、堆芯热工水力计算软件CORTH及截面更新计算软件PACFAC,研制了压水堆堆芯多专业耦合计算软件COMPCS。采用压水堆弹棒基准题NEACRP和MOX/UO 2对COMPCS软件的弹棒事故模拟能力进行了验证,并对“华... 详细信息

基于3维时空中子动力学计算软件CORCA-K、堆芯热工水力计算软件CORTH及截面更新计算软件PACFAC,研制了压水堆堆芯多专业耦合计算软件COMPCS。采用压水堆弹棒基准题NEACRP和MOX/UO 2对COMPCS软件的弹棒事故模拟能力进行了验证,并对“华龙一号”堆芯首循环弹棒事故开展了模拟计算,分析了初始功率水平和弹棒时间对弹棒过程中堆芯相对功率、燃料芯块温度峰值和包壳温度峰值的影响。结果表明,COMPCS软件对2种基准题的计算结果与相应的参考结果符合良好,具有较高的计算精度;在寿期末,初始功率水平较高、且弹棒时间较短时,堆芯相对功率水平上升速率更快,会形成功率和燃料温度峰值;在首循环典型弹棒过程中,“华龙一号”燃料芯块温度峰值和包壳温度峰值均低于设计限值,不会威胁包壳的完整性。

关键词：压水堆堆芯多专业耦合弹棒事故 “华龙一号” 3维时空中子动力学

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跨网多应用异构数据自动同步技术

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中国科技信息 2021年第22期 82-84页

作者：幸阳文韩飞何腾蛟张爽邹瑞璋向海莉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

针对物理隔离网络间异构数据同步难题,提出一种新的自动同步技术方案。该技术以任务调度为中心,结合代理服务,采用心跳信号进行状态管理,同时与现有基于光介质的数据导入导出系统集成。实现多应用系统、异构数据、语言无关、不同网络环...

针对物理隔离网络间异构数据同步难题,提出一种新的自动同步技术方案。该技术以任务调度为中心,结合代理服务,采用心跳信号进行状态管理,同时与现有基于光介质的数据导入导出系统集成。实现多应用系统、异构数据、语言无关、不同网络环境下的数据自动同步。最后将研究的技术运用于某单位物理隔离网络中,达到了设计要求,验证了技术的可行性并取得了预期效果,对于物理隔离网络间的数据及时高效同步具有重大意义。

关键词：

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矩形窄流道内汽泡行为的图像自动识别与分析

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核动力工程 2020年第2期41卷 6-10页

作者：贺雪强刘汉周陈德奇陆祺低品位能源利用技术教育部重点实验室重庆大学重庆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

针对矩形窄流道内沸腾流动时产生的汽泡动力学行为,采用高速摄影仪进行汽泡行为捕获,再利用图像处理技术识别汽泡,最后提取出特征参量进行分析。通过采用改进图像处理法解决了光斑带来的二值化图像中部分汽泡边缘不封闭的问题,并达到了... 详细信息

针对矩形窄流道内沸腾流动时产生的汽泡动力学行为,采用高速摄影仪进行汽泡行为捕获,再利用图像处理技术识别汽泡,最后提取出特征参量进行分析。通过采用改进图像处理法解决了光斑带来的二值化图像中部分汽泡边缘不封闭的问题,并达到了较好的汽-液分割效果;然后通过自动处理提取出图像中的汽泡投影面积比,并采用人工识别的汽泡投影面积比进行验证,两者相差在10%以内;最后根据接触角建立了汽泡体积计算模型,得出了汽泡生长过程中空泡份额变化趋势。

关键词：沸腾两相流汽泡动力学汽泡尺寸矩形窄流道

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面向不同先进反应堆应用的新型不锈钢包壳研发进展

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中国基础科学 2021年第4期23卷 1-8页

作者：陈平张瑞谦段振刚高士鑫杜沛南邱玺周毅尹春雨何琨何梁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 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳... 详细信息

作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计。新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃料用包壳的主要候选材料之一。本文概述国外不锈钢包壳材料研发进展,着重介绍我国在Fe Cr Al等新型包壳材料研制等方面取得的成果。面向未来不同需求的先进反应堆,这些自主研发的新型不锈钢包壳材料将为我国实现由核电大国向核电强国的转变提供有力支撑。

关键词：核反应堆不锈钢燃料包壳耐事故燃料

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基于电流特征处理的CRDM逆变器故障诊断方法研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 36-40页

作者：张建建青先国蔡晨彭仁勇韩剑波单伟黄秋靓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 国网四川省电力公司成都供电公司成都610000

采用一种三相电流信号特征处理方法实现控制棒驱动机构(CRDM)逆变器功率管(IGBT)故障诊断。在线采集三相电流并归一化处理后,将归一化电流方波化处理,避免因负载等变化带来的电流波形畸变的影响,随后获取电流均值与极性,建立故障监测和... 详细信息

采用一种三相电流信号特征处理方法实现控制棒驱动机构(CRDM)逆变器功率管(IGBT)故障诊断。在线采集三相电流并归一化处理后,将归一化电流方波化处理,避免因负载等变化带来的电流波形畸变的影响,随后获取电流均值与极性,建立故障监测和定位标志,以实现故障诊断。仿真研究结果表明,本研究提出的故障诊断方法能够实现故障相和故障功率管的检测与定位,可用于CRDM逆变器的故障监测与诊断。

关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 逆变器故障诊断检测与定位

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