检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2025年第03期 147-151页

作者：田雪莲张子扬陈良斌余庆林蒋宇郭思贝聂常华卓文彬中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室

介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料... 详细信息

介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组件的落棒性能差异。试验结果表明，CF3系列燃料组件相对于CF2系列燃料组件的落棒时间更长、落棒冲击力更小，导向管结构的改进对落棒缓冲时间的影响更大。试验结果验证了设计改进的实际效果，为CF系列燃料组件的实堆应用和发展提供了支撑。

关键词： CF系列燃料组件落棒时间落棒速度落棒冲击力

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基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 277-281页

作者：陈宝文邓坚凌煜凡胡宝珑王天石朱恩平王婷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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面... 详细信息

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学(CFD)软件Ansys Fluent分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。

关键词：铅基快堆堵流事故计算流体力学(CFD)

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福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计

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自动化仪表 2023年第6期44卷 36-41,47页

作者：刘宏春冯威李谢晋贺理陈鹏王淼丁书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四川成都610213

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研... 详细信息

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

关键词：核电厂华龙一号安全级分布式控制系统反应堆保护系统共因故障可靠性定期试验

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基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

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核动力工程 2021年第6期42卷 50-57页

作者：牛钰航贺亚男巫英伟向烽瑞邓超群于洋苏光辉秋穗正田文喜卢忝余西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安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

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验... 详细信息

基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA,并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型,对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题,对ZEBRA程序进行了耦合验证,对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2这3种时间离散格式的求解精度,并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明,高阶空间离散格式具有较高的求解精度,BDF2时间离散格式与理论解符合最好;压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理,稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。

关键词： MOOSE 高阶全隐式系统分析

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反应堆核仪表微电流放大技术研究

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 98-102页

作者：贾艺歌杨诚李昂李丹韩文兴吴志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成都610213

为提高核仪表系统计算中子注量率、中子变化率的准确性,通过分析传统V/F转换电路与I/F转换电路的工作原理及特性,介绍了一种基于I/F理论的核仪表系统设计方案,并进行实验。实验结果表明:将I/F转换技术应用于核仪表系统具备一定可行性,... 详细信息

为提高核仪表系统计算中子注量率、中子变化率的准确性,通过分析传统V/F转换电路与I/F转换电路的工作原理及特性,介绍了一种基于I/F理论的核仪表系统设计方案,并进行实验。实验结果表明:将I/F转换技术应用于核仪表系统具备一定可行性,且测量误差在允许范围内,与传统V/F转换方式相比,I/F转换具有更好的线性。

关键词：核仪表微电流放大 V/F转换 I/F转换

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带导磁套的表贴式永磁电机磁极结构优化研究

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防爆电机 2023年第4期58卷 12-16,80页

作者：杨松艾阳毛远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四川成都610213

采用导磁套的表贴式磁极结构与传统表贴式永磁电机相比,能够改善气隙磁密波形正弦性低、反电动势谐波含量高,电机谐波损耗大等问题。文中选取电机的齿槽转矩、气隙磁密谐波畸变率、反电动势谐波畸变率和气隙磁密基波幅值为优化目标,选... 详细信息

采用导磁套的表贴式磁极结构与传统表贴式永磁电机相比,能够改善气隙磁密波形正弦性低、反电动势谐波含量高,电机谐波损耗大等问题。文中选取电机的齿槽转矩、气隙磁密谐波畸变率、反电动势谐波畸变率和气隙磁密基波幅值为优化目标,选取极弧系数、磁钢厚度、气隙、导磁套厚度、槽口宽度为优化参数。利用有限元仿真软件和Taguchi多目标优化方法进行优化设计。研究表明,该结构具有减少齿槽转矩、提高气隙磁密基波赋值,降低谐波畸变率,改善气隙磁密波形和空载反电动势波形正弦度的作用。

关键词：永磁电机表贴式气隙磁场多目标优化

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基于STPA的核电厂仪控系统安全分析研究

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 139-144页

作者：张隽祺孙诗炎向思宇吴坤任王琳李昱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

为解决核电厂复杂仪控系统的安全性分析问题,通过引入基于系统理论的过程分析(STPA)方法,完成仪控系统的安全性分析。利用系统损失分析、系统风险分析、不安全的控制行为分析、致因场景分析四个分析过程,完成对现有核电厂仪控系统中控... 详细信息

为解决核电厂复杂仪控系统的安全性分析问题,通过引入基于系统理论的过程分析(STPA)方法,完成仪控系统的安全性分析。利用系统损失分析、系统风险分析、不安全的控制行为分析、致因场景分析四个分析过程,完成对现有核电厂仪控系统中控制保护耦合方案的安全性分析,以及保护系统设计过程的安全性分析。分析结果表明,STPA方法可有效从系统角度分析设计方案及设计流程中的不足,找出相关方案导致系统风险的致因场景和导致设计问题的根本原因。相关分析过程可进一步指导STPA方法在复杂仪控系统安全性分析中的应用。分析结果可用于指导复杂仪控系统的安全性设计。

关键词：核电厂仪控系统系统理论过程分析安全性分析设计准则不安全控制行为

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核电厂堆外核测量系统数据采集控制程序设计

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核电子学与探测技术 2021年第1期41卷 107-111页

作者：杨振雷刘承敏青先国朱宏亮包超蒋天植高志宇喻恒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LabWindows/CVI开发平台,设计了核电厂堆外核测量系统数据采集控制程序。数据采集控制程序采用ModbusTCP/IP协议,利用多线程技术对源量程、中间量程和功率量程的测试数据进行了有效采集、处理和存储。为了验证数据采集控制程序的功... 详细信息

基于LabWindows/CVI开发平台,设计了核电厂堆外核测量系统数据采集控制程序。数据采集控制程序采用ModbusTCP/IP协议,利用多线程技术对源量程、中间量程和功率量程的测试数据进行了有效采集、处理和存储。为了验证数据采集控制程序的功能性能,在实验室环境下搭建了堆外核测量系统测试平台对数据采集控制程序进行了实验和长时间验证。目前该数据采集控制程序已在国内核电厂投入使用。实验室测试结果和核电厂实际运行结果表明:本数据采集控制程序能够正常采集堆外核测量系统的实时数据,并能保证长时间可靠运行。

关键词：堆外核测量系统数据采集控制程序 ModbusTCP/IP协议多线程

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基于改进LSTM的核电厂传感器故障诊断研究

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自动化仪表 2023年第6期44卷 115-120页

作者：邓志光吴茜朱加良徐思捷董晨龙李卓玥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

核电厂中广泛存在的传感器为其运行提供了重要支持。传感器的任何故障都可能威胁到核电厂的安全。为提升核电厂运行可靠性,提出结合残差双向长短期记忆(ResBiLSTM)神经网络和稀疏注意力机制的传感器故障诊断方法。以核电厂目标传感器和... 详细信息

核电厂中广泛存在的传感器为其运行提供了重要支持。传感器的任何故障都可能威胁到核电厂的安全。为提升核电厂运行可靠性,提出结合残差双向长短期记忆(ResBiLSTM)神经网络和稀疏注意力机制的传感器故障诊断方法。以核电厂目标传感器和与之紧密相关的敏感参数集时序信号作为输入,构建ResBiLSTM模块进行故障特征提取。将残差模块的输出送给稀疏注意力模块,进一步关注历史序列时刻中的重要部分。筛选保留目标特征,滤除冗杂特征,以实现精准提取有效故障特征。在输出端,利用Softmax分类器输出故障分类结果。对核电厂反应堆出口温度现场数据进行故障注入以及诊断试验,故障识别准确率均达到98%以上。试验结果表明,所构建模型可以实现对原始时域信号的多尺度特征提取和故障诊断。通过与深度卷积神经网络(CNN)、深度稀疏自编码器(SAE)和支持向量机(SVM)等算法进行对比,所提模型的故障识别性能更优。

关键词：核电厂传感器故障诊断双向长短期记忆神经网络残差网络稀疏注意力机制反应堆出口温度

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海洋条件下自然循环蒸汽发生器U型管内倒流特性研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 6-13页

作者：李孝佳张勇丛腾龙李沛颖卢川张吉斌哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 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

当压水堆处于自然循环工况时,蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象,导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低,为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型,对蒸汽发生器所有U... 详细信息

当压水堆处于自然循环工况时,蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象,导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低,为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型,对蒸汽发生器所有U型管进行建模和节点划分,计算了海洋条件下蒸汽发生器内U型管的倒流临界质量流量及进出口压差,最后分析了3种海洋条件对U型管内流体倒流的影响。结果表明,倾斜条件下有可能会改变倒流现象;而在航行过程中可能遇到的起伏条件都无法改变倒流现象;当摇摆条件比较剧烈时有可能改变倒流现象。

关键词：蒸汽发生器海洋条件热工水力流动不稳定性

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