检索结果-内蒙古大学图书馆

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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快中子探测器辐照样件设计及温度特性研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 60-64页

作者：蒋天植韦峥包超廖龙涛孙聪健杨振雷李进林超喻恒卢佳玮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 兰州大学兰州730000

为实现核动力装置堆外快中子注量率监测的目的,开展了基于硫化锌(ZnS)闪烁体的小型化快中子探测器研制工作。为验证快中子探测器的耐中子辐照性能,结合辐照装置特性及辐照部件需求等开展了快中子探测器辐照样件设计,采用蒙特卡洛软件及C... 详细信息

为实现核动力装置堆外快中子注量率监测的目的,开展了基于硫化锌(ZnS)闪烁体的小型化快中子探测器研制工作。为验证快中子探测器的耐中子辐照性能,结合辐照装置特性及辐照部件需求等开展了快中子探测器辐照样件设计,采用蒙特卡洛软件及COMSOL Multiphysics 5.5对基于ZnS闪烁体的快中子探测器内粒子输运及整体温度场分布进行了仿真模拟分析,并对探测器辐照样件进行迭代设计,完成了ZnS闪烁体的快中子探测器辐照样件设计。同时基于对仿真数据的深入分析,提取出各种材料在辐照场下的温度特征,为后续快中子探测器辐照样件加工制造及单个材料的辐照验证试验提供理论指导。

关键词：闪烁体快中子探测器核动力装置反应堆堆外核测系统

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大长径比高温热管传热性能实验研究

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工程热物理学报 2024年第3期45卷 769-777页

作者：纪阳袁达忠周水文张晓华张卓华中国科学院工程热物理研究所北京100190 中国科学院大学北京100049 四川省公路规划勘察设计研究院有限公司成都611141 公路建设与养护技术、材料及装备行业研发中心成都611130 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

在核能主动热利用领域,需要高温热管具有较大的长度并保证均温性,然而现有对高温热管的研究集中在热管性能的理论预测和较短的高温热管预研方面。本文首先制备了67倍长径比高温热管,理论分析了其冷态启动特性,并对其冷态启动和稳态传热... 详细信息

在核能主动热利用领域,需要高温热管具有较大的长度并保证均温性,然而现有对高温热管的研究集中在热管性能的理论预测和较短的高温热管预研方面。本文首先制备了67倍长径比高温热管,理论分析了其冷态启动特性,并对其冷态启动和稳态传热性能进行了实验研究,提出了可以发挥其优良传热性能的加热方式;进一步制备了200倍长径比高温热管,定性验证了其良好的传热性能,定量实验研究了其冷态启动过程,并发现了超长高温热管喉部区域的热量传递规律。

关键词：高温热管大长径比冷态启动自适应传热

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基于PINN深度机器学习技术求解多维中子学扩散方程

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核动力工程 2022年第2期43卷 1-8页

作者：刘东罗琦唐雷安萍杨帆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 中核核能软件与数字化反应堆工程技术研究中心成都610213 中国核工业集团有限公司科技委北京100822

阐述了基于物理信息指引的神经网络模型(PINN),构造深度神经网络作为试函数,将其代入中子学扩散方程形成残差,并作为机器学习的加权损失函数,进而通过深度机器学习技术逼近中子学扩散方程数值解;针对扩散方程的特点,提出了特征值方程加... 详细信息

阐述了基于物理信息指引的神经网络模型(PINN),构造深度神经网络作为试函数,将其代入中子学扩散方程形成残差,并作为机器学习的加权损失函数,进而通过深度机器学习技术逼近中子学扩散方程数值解;针对扩散方程的特点,提出了特征值方程加速收敛方法、有效增殖系数(k_(eff))高效并行搜索技术、学习样本网格点不均匀分布策略等创新性关键技术,并对神经网络深度、神经元数量、边界条件损失函数权重等关键参数进行了敏感性分析。验证计算结果表明,该方法具有良好的精度,提出的关键技术具有显著的成效,为中子学扩散方程的数值求解探索出了新的技术途径。

关键词：深度机器学习基于物理信息指引的神经网络模型(PINN) 中子学扩散方程加速收敛有效增殖系数(k_(eff))

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熔融池相变传热特性的大涡模拟数值研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 15-21页

作者：席治国张卢腾胡钰文宫厚军马在勇孙皖周文雄潘良明重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

研究反应堆熔融池内部的流动与传热特性对保证熔融物堆内滞留具有重要意义。本文基于开源软件OpenFOAM平台,结合大涡模拟湍流方法和熔融池相变过程建立熔融池传热模型,针对典型熔融池传热实验LIVE工况开展数值计算,得到了熔融池内速度... 详细信息

研究反应堆熔融池内部的流动与传热特性对保证熔融物堆内滞留具有重要意义。本文基于开源软件OpenFOAM平台,结合大涡模拟湍流方法和熔融池相变过程建立熔融池传热模型,针对典型熔融池传热实验LIVE工况开展数值计算,得到了熔融池内速度场和温度场以及下封头内壁面硬壳厚度和热流密度分布情况。结果表明,熔融池内速度、温度和热流密度随高度或径向角度的增大而增大;硬壳厚度随径向角度的增大而减小;下封头壁面上的热负荷在顶部聚集。传热参数计算结果与实验数据整体符合较好,可以有效反映出熔融池内自然对流与相变过程,验证了计算模型的可靠性,可为进一步研究熔融池相变传热特性提供参考。

关键词：熔融池自然对流凝固大涡模拟 LIVE实验

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并联通道流量漂移流动不稳定性研究

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核动力工程 2021年第S01期42卷 17-20页

作者：彭传新昝元锋袁德文卓文彬徐建军黄彦平中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

采用实验和数值模拟的方法研究了并联通道出现的流量漂移型流动不稳定。实验研究获得了流量漂移流动不稳定发生时流量、温度等参数的变化规律;数值模拟了流量漂移流动不稳定发生时空泡份额、加速压降、摩擦压降和重力压降等参数的变化... 详细信息

采用实验和数值模拟的方法研究了并联通道出现的流量漂移型流动不稳定。实验研究获得了流量漂移流动不稳定发生时流量、温度等参数的变化规律;数值模拟了流量漂移流动不稳定发生时空泡份额、加速压降、摩擦压降和重力压降等参数的变化规律。分析结果表明:并联通道出现的流量漂移型流动不稳定的原因是空泡份额增加引起先出热通道流体重力压降的下降。

关键词：流量漂移流动不稳定并联通道

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空间核动力源概率安全分析技术初步研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 207-210页

作者：贺芳丁宏春刘明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610213 哈尔滨工业大学能源科学与工程学院哈尔滨150001

针对空间核动力源冗余及多样性较弱、不可维修性、高移动性、寿期内经历多个任务阶段的特点给安全评估带来的一系列新的问题,采用概率安全分析(PSA)方法开展了空间核动力源安全评估技术初步研究。深入辨析了每个任务阶段的特殊安全要求... 详细信息

针对空间核动力源冗余及多样性较弱、不可维修性、高移动性、寿期内经历多个任务阶段的特点给安全评估带来的一系列新的问题,采用概率安全分析(PSA)方法开展了空间核动力源安全评估技术初步研究。深入辨析了每个任务阶段的特殊安全要求,在此基础上构建了适用于空间核动力源的综合安全目标体系。研究表明,目前空间核动力源的安全评估还面临诸多技术挑战,且于我国而言,在设计阶段同步开展空间核动力源的安全评估技术研究将有助于提高设计效率,并增强空间核动力源的安全性。

关键词：空间核动力源概率安全分析(PSA) 安全目标

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严重事故专用卸压阀排放能力需求

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强激光与粒子束 2021年第7期33卷 131-136页

作者：武铃珺邓坚张航王小吉刘丽莉青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

二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经... 详细信息

二代加百万千万级核电站严重事故下卸压过程中高温流体流经卸压阀,可能造成流道变形,甚至造成阀杆下落使得排放流道封闭,造成卸压失败。对严重事故专用卸压阀在卸压过程中可能经历的高温流体状态进行谱分析,获得了不同卸压能力下阀门经受的高温流体状态。开展了高温可能引起的阀门流道变形对卸压效果的影响分析。第二类阀门虽然存在阀门流道变形的可能,但能够获得较长严重事故处置时间,从优化严重事故对策的角度,严重事故专用卸压阀推荐采用第二类阀门排放能力450~600 t/h范围。

关键词：高压熔堆熔融物喷射反应堆冷却剂系统卸压严重事故卸压阀高温流体

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控制棒驱动机构钩爪组件衔铁冲击性能研究

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科技视界 2024年第17期14卷 76-82页

作者：唐向东刘一泽于天达付国忠张进强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

控制棒驱动机构的运动主要由于钩爪组件的运动完成,钩爪部件冲击疲劳失效是钩爪组件的主要失效形式。驱动机构每运行一步,衔铁吸合、释放均发生冲击,驱动机构全寿期运行步数达1000万次以上,频繁撞击将导致零件发生冲击疲劳断裂。在钩爪... 详细信息

控制棒驱动机构的运动主要由于钩爪组件的运动完成,钩爪部件冲击疲劳失效是钩爪组件的主要失效形式。驱动机构每运行一步,衔铁吸合、释放均发生冲击,驱动机构全寿期运行步数达1000万次以上,频繁撞击将导致零件发生冲击疲劳断裂。在钩爪组件冲击疲劳分析中,冲击载荷计算准确性直接影响分析计算准确性,而冲击载荷与冲击接触时间密切相关。因此,应针对驱动机构特定冲击结构,开展冲击试验研究,获得冲击接触时间、冲击接触过程速度-时间曲线,开展驱动机构冲击载荷计算,建立冲击疲劳失效模型,为驱动机构数字样机研制、驱动机构寿命评估提供基础数据。

关键词：驱动机构钩爪组件冲击

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