检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2022年第18期 41-44页

作者：汤琪芬芦韡刘婷安萍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

在核反应堆堆芯数值计算软件研发和应用过程中,需高效进行持续集成、测试、发布等工作。但由于堆芯数值计算软件具有理论及计算流程复杂,物理量多等特点,采用一次性集成测试存在缺陷的定位较难、测试周期长、调试耗时较长等问题。文章... 详细信息

在核反应堆堆芯数值计算软件研发和应用过程中,需高效进行持续集成、测试、发布等工作。但由于堆芯数值计算软件具有理论及计算流程复杂,物理量多等特点,采用一次性集成测试存在缺陷的定位较难、测试周期长、调试耗时较长等问题。文章主要研究适用于核反应堆堆芯数值计算软件的渐增式集成测试技术方法,通过采用解耦核心计算模块,再根据计算逻辑逐渐递增集成测试,以解决缺陷定位和调试难度大的问题,并搭建自动化测试框架,可应用于敏捷开发的各测试环节中。现已将本框架应用于自主研发的先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件CORCA-3D,进行了三个版本快速测试。

关键词：核反应堆堆芯数值计算软件渐增式集成测试自动化测试框架

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铅冷反应堆容器外辐射场特性分析

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辐射防护 2024年第S1期44卷 13-17页

作者：翟梓安吴怡睿苗建新王霜李文瀚邓理邻陈鑫温兴坚余鸿核反应堆技术全国重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

铅冷反应堆作为第四代反应堆类型之一备受世界关注。由于铅冷却剂的中子、γ屏蔽性能与水截然不同,导致铅冷堆不同状态下反应堆容器外的辐射场情况与压水堆均有较大差别,压水堆的屏蔽设计经验不能直接应用于铅冷反应堆屏蔽设计。为满足... 详细信息

铅冷反应堆作为第四代反应堆类型之一备受世界关注。由于铅冷却剂的中子、γ屏蔽性能与水截然不同,导致铅冷堆不同状态下反应堆容器外的辐射场情况与压水堆均有较大差别,压水堆的屏蔽设计经验不能直接应用于铅冷反应堆屏蔽设计。为满足第四代反应堆先进经济的屏蔽设计要求,屏蔽设计也需要更加精细和高效,因此开展反应堆容器外辐射场特性分析具有重要意义。本文选取典型铅冷反应堆侧部结构,建立一维计算模型,利用RMC程序详细分析了正常运行及停堆状态下铅冷反应堆容器外围辐射场的情况。首先,通过对比分析铅冷反应堆与压水堆正常运行时容器外围中子、γ通量密度结果,明确正常运行时屏蔽设计需要解决的主要矛盾。同时,通过分析外围γ射线的主要贡献来源,确定γ射线产生位置和产生原因。然后,通过对比分析铅冷反应堆与压水堆在停堆状态下的堆芯源项和反应堆容器活化源项,以及停堆后反应堆容器外的辐射场结果,确定铅冷反应堆停堆状态下的外围辐射场的主要贡献来源。最后,结合铅冷反应堆正常运行及停堆状态的辐射场特性,提出了铅冷反应堆屏蔽设计的思路方法。本文得到的铅冷反应堆辐射场特性分析结论适用于快谱、混合谱铅冷反应堆的屏蔽设计,为铅冷反应堆高效、经济的屏蔽设计打下理论基础。

关键词：铅冷反应堆辐射场特性活化计算

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U-Al合金燃料元件反应堆严重事故下熔融物迁移行为研究

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科技视界 2022年第9期 36-39页

作者：罗跃建孙洪平武小莉许幼幼张明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

U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为。文章对U-Al合金燃料元件熔融物迁移行为进行理论分析,对SPERT实验堆严重事故下熔融物迁移开展数值模拟,... 详细信息

U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为。文章对U-Al合金燃料元件熔融物迁移行为进行理论分析,对SPERT实验堆严重事故下熔融物迁移开展数值模拟,研究熔融物迁移行为中的影响因素。结果显示包壳开裂数对熔融物迁移行为有明显影响。

关键词：严重事故 U-Al合金熔融物迁移数值模拟 SPERT

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核仪控设备接口自适应方法研究

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自动化仪表 2022年第11期43卷 57-61页

作者：李珏颖韩文兴杨诚李昂原艳南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

为解决模拟电路核仪控自动测试设备接口通用性差、体积巨大、难以实现小型化的难题,对核仪控自动测试设备接口模块的应用情况进行研究分析。基于总线式开关阵列排布的设计思路,提出了一种通过统一接口适配不同卡件的通用自适应接口设计... 详细信息

为解决模拟电路核仪控自动测试设备接口通用性差、体积巨大、难以实现小型化的难题,对核仪控自动测试设备接口模块的应用情况进行研究分析。基于总线式开关阵列排布的设计思路,提出了一种通过统一接口适配不同卡件的通用自适应接口设计方法。通过创新的开关排列方式与级联锁存驱动的输入/输出(I/O)接口扩展方式,有效地减少了开关矩阵规模,实现了自适应接口的小型化设计。同时,通过开关矩阵的切换与卡件特征点识别的设计,实现了自适应接口对测试卡件的自动安全识别。该设计极大地提升了核仪控自动测试设备的集成度,降低了设备体积,提高了安全性,实现了自动测试设备的小型化便携设计。

关键词：核仪控设备自动测试便携式设备总线式开关矩阵级联锁存驱动电子开关输入/输出扩展接口自适应

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分布式光纤振动传感器在核电厂中的应用研究

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自动化应用 2022年第2期 21-24页

作者：何鹏李卓玥朱加良徐涛秦越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

光纤传感器作为新型传感器在多种工业场合得到了广泛应用,而分布式光纤传感器由于其体积小、质量轻、耐环境能力强、易于组网等特点,尤其适合用于核电厂这种存在较多高能设备的场合。基于瑞利散射振动测量原理和光时域反射空间定位原理... 详细信息

光纤传感器作为新型传感器在多种工业场合得到了广泛应用,而分布式光纤传感器由于其体积小、质量轻、耐环境能力强、易于组网等特点,尤其适合用于核电厂这种存在较多高能设备的场合。基于瑞利散射振动测量原理和光时域反射空间定位原理,研究分布式光纤振动传感器在核电厂中的应用可能性,并针对振动和辐照环境开展了试验验证,结果证明基于瑞利散射的分布式光纤振动传感器在核电厂中有优异的应用前景。

关键词：光纤传感器分布式光纤传感器瑞利散射光时域反射

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华龙一号负荷跟踪策略模拟研究

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科技视界 2022年第9期 16-19页

作者：王晨琳李天涯刘同先王冬勇刘琨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610041

负荷跟踪是华龙一号百万千瓦级核电厂设计运行模式的一种。根据功率平台不同、降功率速率不同、功率平台持续时间不同,负荷跟踪策略理论上来说存在多种可能。不同负荷跟踪策略下,堆芯的特性也存在不同,如何在设计中对此进行模拟成为一... 详细信息

负荷跟踪是华龙一号百万千瓦级核电厂设计运行模式的一种。根据功率平台不同、降功率速率不同、功率平台持续时间不同,负荷跟踪策略理论上来说存在多种可能。不同负荷跟踪策略下,堆芯的特性也存在不同,如何在设计中对此进行模拟成为一个问题。文章基于华龙一号核电厂,对不同类型的负荷跟踪策略进行模拟研究。模拟结果显示,不同负荷跟踪策略中功率平台对于堆芯参数的影响更为显著,可包络降功率速率、功率平台持续时间等策略下的堆芯参数变化范围。

关键词：负荷跟踪核电厂策略模拟

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基于管路刚度和阻抗实测数据的浮筏隔振性能影响分析

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科学技术创新 2022年第9期 77-80页

作者：路彤刘佳王禹黎昭文张路科魏博李旸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

浮筏隔振装置以其良好的减振效果在各行业振动噪声控制领域得以广泛应用。为提高建模分析精度,考虑管路连接刚度,基于安装基座实测阻抗数据,建立浮筏隔振装置有限元模型。并通过谐响应分析对进出口管路不同连接刚度下的浮筏减振性能进... 详细信息

浮筏隔振装置以其良好的减振效果在各行业振动噪声控制领域得以广泛应用。为提高建模分析精度,考虑管路连接刚度,基于安装基座实测阻抗数据,建立浮筏隔振装置有限元模型。并通过谐响应分析对进出口管路不同连接刚度下的浮筏减振性能进行计算,探究泵类设备管路连接刚度对浮筏减振性能的影响。结果表明,考虑管路连接刚度后浮筏隔振装置减振效果为47.92dB,管路刚度波动主要影响浮筏隔振装置低频减振效果,随管路连接刚度增大低频减振效果会有一定幅度提升。该研究内容对于浮筏隔振设计具有一定指导意义。

关键词：浮筏阻抗管路刚度屏蔽泵减振

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核电厂反应堆保护系统可靠性分配研究

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仪器仪表用户 2023年第8期30卷 66-69,61页

作者：刘宏春王琳徐霖野陈鹏郑杲孙诗炎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 中核核电运行管理有限公司浙江嘉兴314300

为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。该研究成果可为后续... 详细信息

为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。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：反应堆保护系统共因故障可靠性

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时效强化高镍Inconel-718合金低周疲劳性能及寿命预测

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金属热处理 2021年第7期46卷 1-6页

作者：屈华鹏王留兵王东辉吴冰洁冯翰秋陈海涛许斌宋丹戎郎宇平钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081 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610200

研究了核反应堆弹簧材料用时效强化0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)合金材料在350℃高温下的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟模型对加载应变水平和低周疲劳寿命之间关系进行了拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h空... 详细信息

研究了核反应堆弹簧材料用时效强化0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)合金材料在350℃高温下的低周疲劳性能,并采用Manson-Coffin和郑修麟模型对加载应变水平和低周疲劳寿命之间关系进行了拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h空冷+720℃×8 h炉冷+620℃×8 h空冷热处理后,Inconel-718合金在350℃具有优异的低周疲劳性能。根据郑修麟关系式计算结果,其临界应变疲劳极限约为0.37%,在低于此应变水平条件下,其低周疲劳寿命高于10~7循环。Manson-Coffin模型由于不包含临界应变疲劳极限参数ε_0,导致其对较低应变水平的疲劳寿命预测精度较低。

关键词：时效强化高镍Inconel-718合金低周疲劳疲劳寿命预测

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基于注意力机制的反应堆一回路系统故障诊断技术研究

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科技视界 2022年第29期 39-43页

作者：陈迪黄擎宇王媛美张思原杨昆霖庞志鑫龚磊孙卓张爽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

目前,煤炭、石油和天然气等化石能源带来的环境污染日益严重,同时化石能源为不可再生能源,不符合可持续发展的战略要求。核能作为可再生资源且清洁环保,其广泛于陆地发电、船舶和空间技术等领域。但是,核动力装置在运行期间由于性能退... 详细信息

目前,煤炭、石油和天然气等化石能源带来的环境污染日益严重,同时化石能源为不可再生能源,不符合可持续发展的战略要求。核能作为可再生资源且清洁环保,其广泛于陆地发电、船舶和空间技术等领域。但是,核动力装置在运行期间由于性能退化和操作不当会发生故障,几十年来不乏惨痛的教训。所以,对核动力装置进行有效的故障诊断具有十分重要的意义。目前,业界对核反应堆系统的故障诊断提出了许多数据驱动、模型驱动的人工智能方法,这些方法依赖大量多种传感器获取到的数据,而这些数据不是都对故障诊断任务有帮助。反应堆一回路系统是核动力装置中的核心部分,也是要求高可靠性和高安全性的复杂系统。在反应堆一回路系统运行过程中,会产生大量设备参数的变化数据。为了解决设备参数众多冗杂、模型易受到无关信息干扰的问题,本文提出了两种基于注意力机制的反应堆一回路系统故障诊断方法,一方面能够利用注意力机制的优势,分别从时间和设备参数这两个维度,使模型能够更好地关注与故障诊断任务相关的特征参数,捕获到数据中隐含的更关键的信息,从而提升模型的诊断效果;另一方面,还能够缓解网络模型信息过载的问题,进一步提升预测精度。

关键词：核电反应堆一回路故障诊断注意力机制深度学习

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