检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第1期44卷 1-8页

作者：张恒吕雪刘东王国胤杭芹沙睿郭宾重庆邮电大学计算智能重庆市重点实验室重庆400065 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 中国核能行业协会北京100048 杭州木链物联网科技有限公司杭州311100

近年来,人工智能技术被广泛应用于核电领域,以促进核电厂通过实现自诊断、自寻优、自适应,最终达到提高生产效率、降低运行成本、提高运行安全性的目的。本文介绍了在核电领域经常使用的人工智能技术,总结了其在智慧矿山、智能设计、智... 详细信息

近年来,人工智能技术被广泛应用于核电领域,以促进核电厂通过实现自诊断、自寻优、自适应,最终达到提高生产效率、降低运行成本、提高运行安全性的目的。本文介绍了在核电领域经常使用的人工智能技术,总结了其在智慧矿山、智能设计、智能制造和智能运维4个核工业典型应用场景中的研究现状,最后,从数据样本、网络安全、深度学习的解释性3个方面分析了人工智能技术在核电领域应用的挑战和发展趋势。

关键词：核电人工智能应用可信人工智能可解释深度学习核安全

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三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 203-206页

作者：任春明杜思佳邓坚吴清辛素芳胡迎刘晓波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

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研... 详细信息

为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性,本研究采用计算流体动力学(CFD)分析技术,构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型,开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下,热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明,热管段冷却剂出现明显的温度分层现象,但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此,三代核电先进堆型热管段温度计设置合理,可有效测量冷却剂温度。

关键词：三代核电热管段温度搅混温度测量

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基于NASPIC平台的安全级DCS T2定期试验用例工程设计优化研究

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自动化应用 2024年第17期65卷 155-158页

作者：王培丞王恺刘逸凡刘全东中国核动力研究设计院核反应系统设计技术重点实验室四川成都610213

核电厂安全级DCS的T2定期试验具有检查系统中逻辑和整定值可用性与准确性的重要作用。对基于NASPIC平台的T2定期试验方式进行了研究,通过与其他平台的T2定期试验方式做比较分析,总结出了基于NASPIC平台T2定期试验用例注入功能的优缺点,... 详细信息

核电厂安全级DCS的T2定期试验具有检查系统中逻辑和整定值可用性与准确性的重要作用。对基于NASPIC平台的T2定期试验方式进行了研究,通过与其他平台的T2定期试验方式做比较分析,总结出了基于NASPIC平台T2定期试验用例注入功能的优缺点,并针对该功能的缺点提出了改进措施,形成了新的T2定期试验测试用例的生成策略。通过测试验证,新的方式可以用于改进基于NASPIC平台T2定期试验用例注入功能,以确保系统中逻辑和整定值的可用性与准确性。

关键词：安全级DCS NASPIC平台 T2定期试验用例

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数值拟合方法评价燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响

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核动力工程 2021年第3期42卷 80-84页

作者：王坤张坤邢硕何梁殷明阳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

从理论计算模型出发,分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数,并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件,逐一针对这些参数进行敏感性分析,筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据,采用数值拟合的方法获得了关键参数... 详细信息

从理论计算模型出发,分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数,并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件,逐一针对这些参数进行敏感性分析,筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据,采用数值拟合的方法获得了关键参数与燃料棒性能间的变化关系函数,实现了对芯块制造参数所致燃料棒性能影响的快速、准确评价。对数值拟合方法与专业软件分析的结果进行对比验证,结果表明:数值拟合方法可以高效地分析燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响。

关键词：燃料芯块制造参数数值拟合燃料棒性能 FUPAC

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综合棒束CHF机理模型开发与验证

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核动力工程 2021年第S02期42卷 77-81页

作者：刘伟彭诗念江光明刘余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

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不... 详细信息

为了实现棒束通道中宽参数范围下偏离泡核沸腾(DNB)型和干涸(DO)型临界热流密度(CHF)的连续准确预测,采用棒束通道中的CHF分类准则和气泡湍流脉动下的过热液体层蒸干DNB型CHF机理模型,结合已经研究成熟的DO型CHF机理模型,建立了覆盖不同类型CHF的综合棒束CHF机理模型。采用中国核动力研究设计院(NPIC)的5×5全长棒束CHF实验数据对所建立的综合棒束CHF机理模型进行了验证,结果表明,综合棒束CHF机理模型所有的预测值/测量值(P/M)数据均匀地分布在1附近,最大相对偏差在±22%之内,说明开发的综合棒束CHF机理模型能够实现对棒束通道DNB型和DO型CHF的连续准确预测。

关键词：棒束通道临界热流密度(CHF) 机理模型

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压水堆核电厂燃料棒大破口情形下的辐射源项特征研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 65-69页

作者：景福庭吕焕文朱建平高希龙黄迁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成都610213

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的... 详细信息

反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的破损检查结果基本一致。研究表明燃料棒大破口情形下的一回路源项存在以下特征:冷却剂中^(134)I源项的持续上升;典型裂变产物的活度谱与沾污铀的活度谱相近;功率瞬变时没有明显碘峰现象;冷却剂中可以检测出^(239)Np源项。这些规律可用于反应堆的燃料破损分析,有助于及时识别出堆芯出现燃料棒大破口的情形。

关键词：燃料破损燃料释放裂变产物源项

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六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案设计研究

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核动力工程 2021年第5期42卷 256-260页

作者：娄磊王连杰魏彦琴黄世恩蔡云陈亮刘晓黎李司南唐霄张策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

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,... 详细信息

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,可以对堆芯布置进行微调,确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明,本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求,可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。

关键词：六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案临界质量测量方案核设计计算程序

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模块式小堆全厂断电事故应对策略研究

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核动力工程 2021年第3期42卷 64-68页

作者：邱志方李峰邓坚程坤杜政瑀吴菱艳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

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电(SBO)事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆... 详细信息

研究了ACP100模块式小堆的全厂断电(SBO)事故应对策略,分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明,ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略,ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出,长期维持反应堆的可冷却性。

关键词：模块式小堆全厂断电(SBO) 安全策略非能动

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TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

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核动力工程 2021年第6期42卷 244-247页

作者：徐青蓝邱志方喻娜周科陈宏霞吴鹏陈果吴广皓袁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

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂... 详细信息

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。

关键词： TRANTH软件稳压器流量试验卸压梯度软件验证

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百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

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核动力工程 2021年第3期42卷 69-73页

作者：王小吉武铃珺吴清刘丽莉彭欢欢邹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

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故... 详细信息

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。

关键词：严重事故卸压阀高压熔堆

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