检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第6期42卷 87-92页

作者：黄永忠李垣明李文杰李权柴晓明赵波唐昌兵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

热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大,本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型,对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结... 详细信息

热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大,本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型,对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结果表明,尽管高热导率的液态钠填充装配间隙能够有效降低燃料包壳和芯块温度,但热应力反而可能增大;圆管插入液态钠方案的热力学性能最优;固态堆芯方案中,六角管拼接氦气填充方案的热力学性能最优。

关键词：固态堆芯热管燃料元件热力耦合优化分析

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“华龙一号”CF3燃料元件辐照考验与性能分析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 130-135页

作者：张坤焦拥军陈平邢硕李国云蒲曾坪何梁范航王严培秋博文惠永博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

CF3燃料组件是我国自主研发的大型压水堆燃料组件,其将用于“华龙一号”反应堆,支持“华龙一号”的出口。为了满足“华龙一号”反应堆的要求,在商业堆上开展了CF3先导组件的辐照考验,通过池边检查获取了燃料元件堆内数据,并基于堆内数... 详细信息

CF3燃料组件是我国自主研发的大型压水堆燃料组件,其将用于“华龙一号”反应堆,支持“华龙一号”的出口。为了满足“华龙一号”反应堆的要求,在商业堆上开展了CF3先导组件的辐照考验,通过池边检查获取了燃料元件堆内数据,并基于堆内数据进行了模型开发,建立了适用于CF3燃料元件的性能分析程序,基于此针对“华龙一号”反应堆的需求,对CF3燃料元件的性能进行了预测。分析结果表明,CF3燃料元件满足“华龙一号”反应堆设计要求。

关键词：华龙一号 CF3燃料元件辐照考验性能分析

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ALSTM-GPC在核电厂协调控制系统中的应用

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核动力工程 2021年第S02期42卷 41-47页

作者：邓志光青先国吴茜郑晓朱毖微朱加良吕鑫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

针对常规比例积分微分(PID)控制器面对复杂系统时控制效果欠佳的问题,充分结合深度学习在特征提取、回归预测以及预测控制在处理多变量、强耦合等问题的优势,先通过ALSTM深度网络构建预测模型控制器,该预测模型以对象一维时序信号作为输... 详细信息

针对常规比例积分微分(PID)控制器面对复杂系统时控制效果欠佳的问题,充分结合深度学习在特征提取、回归预测以及预测控制在处理多变量、强耦合等问题的优势,先通过ALSTM深度网络构建预测模型控制器,该预测模型以对象一维时序信号作为输入,以长短期记忆网络(LSTM)完成特征提取,然后通过引入注意力机制,对LSTM提取特征的权重参数进行优化,筛选保留目标特征,滤除冗杂特征,实现精准提取有效时序特征。再将广义预测控制(GPC)作为滚动优化控制器,搭建注意力长短期记忆网络-广义预测控制器(ALSTM-GPC)。随后在核电站双入双出多变量协调控制系统进行仿真实验,通过设定值扰动、内扰以及外扰等一系列仿真实验的验证,与常规PID控制相比,ALSTM-GPC控制器具有更优的控制效果。

关键词：长短期记忆网络(LSTM) 注意力机制阶梯式广义预测控制协调系统核电厂

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华龙一号堆内构件设计方法研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 182-188页

作者：李浩李燕何培峰余志伟胡朝威王庆田夏欣赵伟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

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间... 详细信息

通过对华龙一号堆内构件(RVI)正向设计方法的研究,以响应华龙一号三代核电反应堆的全新设计要求,并规范化华龙一号RVI的结构设计。RVI作为系统级的复杂设备,其结构设计影响反应堆多方面的性能,通过对RVI功能的需求分析,理清了各专业间的因果关系链条,确立了RVI设计需满足的功能需求条目。同时基于RVI的功能需求及国内外堆型的经验反馈,对重要的功能需求条目确立了量化评价准则,通过量化指标以规范RVI设计。通过RVI设计方法的研究确立了华龙一号RVI的10个方面的共72条功能需求条目,同时通过分析计算确定了各项分析的量化评价准则,为各项分析计算提出了明确的指标。该方法实现了RVI的正向设计,涵盖其全寿期的功能需求,保证了RVI设计的可靠性和安全性。

关键词：堆内构件(RVI) 正向设计需求分析量化评价准则

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华龙一号反应堆压力容器下封头高温蠕变研究

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核动力工程 2022年第S02期43卷 202-207页

作者：杨立才邱天杨志海尹祁伟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

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温... 详细信息

高温蠕变是华龙一号(HPR1000)反应堆压力容器(RPV)下封头在严重事故工况下的主要失效模式。为准确地研究采用国产16MND5锻件制造的HPR1000 RPV下封头的高温蠕变问题,确保RPV下封头在严重事故工况下的结构完整性,基于试验获得的材料高温蠕变数据,联合数值模拟和理论分析,对HPR1000 RPV下封头高温蠕变问题进行了系统的研究。首先建立了RPV下封头材料高温蠕变本构模型。利用ANSYS软件开展了高温及内压载荷作用下的下封头高温蠕变数值模拟研究,获得了下封头蠕变应变和蠕变应力分布。此外,首次针对RPV下封头高温蠕变问题进行了理论研究。结果表明,RPV下封头高温蠕变主要发生在温度高于450℃的区域;在严重事故工况下,HPR1000 RPV下封头不会发生高温蠕变失效;内压增大将导致RPV塑性失效范围扩大;RPV下封头稳态蠕变理论分析结果与数值模拟结果相吻合,理论分析结果揭示了RPV下封头分层失效现象。

关键词：反应堆压力容器(RPV) 下封头高温蠕变数值模拟理论研究

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堆内环境下燃料组件板弹簧压紧系统压紧力数值模拟研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 93-98页

作者：王浩煜秦勉蒲曾坪朱发文冉仁杰苗一非袁攀刘孟龙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

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系... 详细信息

为了对核燃料组件板弹簧压紧系统设计寿期内的压紧力进行准确预测,结合受快中子辐照影响的板弹簧材料塑性模型和蠕变模型,基于精细化结构模型,提出了堆内环境下板弹簧压紧系统全寿期的压紧力数值模拟方法,并通过与燃料组件板弹簧压紧系统分析软件HOFA计算结果对比的方式,验证了该数值模拟方法的合理性(压紧力最大误差为8.83%)。影响性对比结果表明,在考虑辐照蠕变的情况下,压紧力最大降低4.34%;循环长度增加后,各循环末的压紧力略有增加。

关键词：燃料组件板弹簧压紧力辐照松弛

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一步法输运计算程序KuaFu开发与验证

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核动力工程 2021年第1期42卷 211-216页

作者：赵晨彭星杰赵文博于颖锐李庆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

为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法(CMFD)、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行... 详细信息

为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用,基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法,采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu,并应用粗网有限差分方法(CMFD)、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行加速。通过C5G7基准题对几何建模的可视化功能、并行功能及计算精度进行评估,获得计算结果与蒙特卡罗程序(MCNP)的相对误差。计算结果表明,程序具有较好的可视化功能和用户友好性;KuaFu程序与MCNP参考解符合较好,计算精度良好。

关键词：二维/一维耦合方法一步法输运计算 C5G7基准题 KuaFu

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基于OPTIMUS的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析

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核动力工程 2022年第S02期43卷 171-176页

作者：袁艳丽张毅雄叶献辉王碧浩李柄锦杨康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

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主... 详细信息

为了获取对反应堆冷却剂系统(RCS)动力响应影响较大的设计参数,缩短设计周期,提升设计效率,以RCS中蒸汽发生器(SG)支承刚度、支承间隙为输入变量,利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下系统动力响应对输入变量的敏感性分析。分析表明:主泵进口接管嘴弯矩对SG下部水平支承的间隙的敏感性较高。相关敏感性分析方法与分析流程可推广至核动力装置其他系统与设备,为RCS的可靠性分析参数选取及优化设计改进提供定量分析手段与数据支持。

关键词：反应堆冷却剂系统(RCS) 地震响应敏感性分析

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CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

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核动力工程 2021年第1期42卷 80-85页

作者：肖鹏刘宏春何正熙赵阳李伟唐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

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆... 详细信息

CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的"龙鳞"平台。根据GB/T5204和IEEE 338的设计要求,本文基于定期试验的设计准则,采用分段试验和相互交迭的设计思路,同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍,重点描述了输入通道试验(T1试验)、系统逻辑功能试验(T2试验)、输出通道及相关驱动器试验(T3试验)和响应时间试验的试验方案及其工作原理,可作为其他工程定期试验方案设计的参考。

关键词： CENTER 定期试验反应堆保护系统

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华龙一号反应堆探测器组件拆除系统定位技术研究

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核动力工程 2021年第1期42卷 161-166页

作者：安彦波余志伟李娜王炳炎熊思勇张安锐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

华龙一号反应堆探测器组件拆除过程中,首先需对待拆除探测器组件进行定位。本文首先提出探测器组件拆除过程中的定位要求,然后结合探测器组件拆除工艺对定位系统进行分析,提出全闭环视觉伺服定位方法,该方法定位精度高,满足拆除装置定... 详细信息

华龙一号反应堆探测器组件拆除过程中,首先需对待拆除探测器组件进行定位。本文首先提出探测器组件拆除过程中的定位要求,然后结合探测器组件拆除工艺对定位系统进行分析,提出全闭环视觉伺服定位方法,该方法定位精度高,满足拆除装置定位精度要求;同时可保证探测器组件在提升过程中偏斜角度较小,减少对机械密封接头的磨损。

关键词：探测器组件探测器组件拆除机器视觉全闭环定位

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