检索结果-内蒙古大学图书馆

强激光与粒子束 2015年第8期27卷 271-274页

作者：李华张友佳张林黄洪文中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610213 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 中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与... 详细信息

气-液两相流设备的性能受限于临界热流密度,开展流动微液膜动力学特性及其稳定性的相关研究是深入理解沸腾危机及临界热流密度机理的关键。采用光学玻璃制成的矩形通道作为实验段,使用微流量齿轮泵驱动去离子水,使其在实验通道入口处与在其上部流动的压缩空气接触形成同向流动的分层流。利用共轭光学探测器对流动微液膜的厚度进行了测量,利用高速摄像机对气-液两相分层流波动特性进行了可视化观测。研究表明,在绝热情况下,当液速一定时,液膜的平均厚度随着气速增加而减小,当气速增加到某一阈值时会导致液膜破裂。

关键词：共轭光学探测器微液膜动力学稳定性

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淬火冷却速度和回火参数对核压力容器SA508-3钢强韧性的影响

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金属热处理 2015年第12期40卷 117-122页

作者：方才顺王小彬何西扣刘正东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 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加强,韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下... 详细信息

利用自行研制的模拟热处理炉研究了淬火冷却速度和回火参数对核压力容器用SA508-3钢强韧性的影响。结果表明SA508-3钢对淬火冷速敏感,随着冷速增加强,韧性显著提高。回火参数对SA508-3钢的强韧性也有明显影响,随着回火参数的增加,强度下降,冲击性能呈峰值曲线变化。综合分析认为,采取加速冷却,回火参数控制在19.08~19.50范围内,SA508-3钢可获得高的强韧性。

关键词：核压力容器SA508-3钢淬火冷却速度回火参数强韧性

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反应堆FPGA保护子系统开发与验证

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核电子学与探测技术 2015年第10期35卷 1043-1047页

作者：水璇璇吴一纯吴志强蔡源凤胡剑全郝俊伟杨永祥厦门大学能源学院厦门361102 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 上海核工程研究设计院电气仪控所上海200233

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采... 详细信息

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采用通用验证方法学(UVM)和第三方仿真工具确保硬件描述语言(HDL)代码获得100%的测试覆盖率,借助核电厂原理模拟机开展集成测试。研究结果为FPGA反应堆保护系统的开发、V&V和评审提供了理论和技术参考。

关键词：保护系统现场可编程门阵列验证与确认反应堆原理模拟机

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核电厂严重事故工况下仪表可用性评价的电路仿真建模方案研究

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核动力工程 2014年第5期35卷 47-52页

作者：黄有骏陈智邹树梁余俊辉孔翔程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 南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学核燃料循环技术与装备协同创新中心湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核动力设计研究所成都610041

核电厂严重事故工况下的仪表可用性评价一般采用曲线包络法。但由于曲线包络法存在一定的局限性,应用PSpice电路仿真方法对其进行补充,对电路仿真建模方案进行分析。根据严重事故工况环境现象及仪表失效相关数据库,结合核电厂仪表的特点... 详细信息

核电厂严重事故工况下的仪表可用性评价一般采用曲线包络法。但由于曲线包络法存在一定的局限性,应用PSpice电路仿真方法对其进行补充,对电路仿真建模方案进行分析。根据严重事故工况环境现象及仪表失效相关数据库,结合核电厂仪表的特点,建立电路仿真模型,将仿真结果同三里岛事故仪表分析报告进行对比验证。结果表明,采用的建模方案具备合理性。

关键词：严重事故仪表可用性 PSpice 仿真模型

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窄矩形通道内脉动流过渡特性实验研究

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原子能科学技术 2013年第9期47卷 1539-1543页

作者：张川谭思超赵佳宁刘宇生高璞珍张虹哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国原子能科学研究院快堆研究设计所北京102413 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

针对光滑窄矩形通道内简谐脉动流层流一紊流（Re范围为750～4450）过渡特性进行实验研究。研究发现，脉动流加速阶段，摩阻系数大于稳态摩阻系数，而在减速阶段摩阻系数小于稳态摩阻系数。Womersley数对层流一紊流临界Re有显著影响，在... 详细信息

针对光滑窄矩形通道内简谐脉动流层流一紊流（Re范围为750～4450）过渡特性进行实验研究。研究发现，脉动流加速阶段，摩阻系数大于稳态摩阻系数，而在减速阶段摩阻系数小于稳态摩阻系数。Womersley数对层流一紊流临界Re有显著影响，在脉动流加速阶段，临界Re随Womersley数的增大而减小，而在脉动减速部分则相反。通过实验拟合出一适用于预测临界转捩点的经验公式，且与稳态有着良好的衔接。

关键词：脉动流临界转捩点 Womersley数窄矩形通道

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基于小波独立成分分析的核动力装置冗余传感器故障在线诊断方法研究

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核动力工程 2012年第3期33卷 109-114,120页

作者：余刃陈智张淄刘亮辉海军工程大学武汉430033 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 海军装备维修技术研究所北京102442

针对核动力装置传感器的在线故障诊断问题,提出一种基于小波独立成份分析(WAV-ICA)的冗余传感器故障在线诊断方法。利用小波分解对测量信号进行高频滤波,消除电子噪声和传输噪声的影响,选取所关注的独立成分进行参数估计,并进行独立成... 详细信息

针对核动力装置传感器的在线故障诊断问题,提出一种基于小波独立成份分析(WAV-ICA)的冗余传感器故障在线诊断方法。利用小波分解对测量信号进行高频滤波,消除电子噪声和传输噪声的影响,选取所关注的独立成分进行参数估计,并进行独立成分分析(ICA),从而实现对固定偏差、突变故障以及漂移故障的在线检测;利用稳压器5路冗余压力测量数据对该方法的故障检测效果进行验证,并与简单分析法(SA)和直接ICA方法进行对比分析。结果表明,该方法能有效地在线检测固定偏差和漂移故障,具有误诊率低、鲁棒性强、受单通道故障影响小的特点。

关键词：核动力装置冗余传感器故障诊断小波独立成份分析

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反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON系统)设计及应用

反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON系统)设计及应用

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中国核学会2011年学术年会

作者：吴志强曾少立核反应堆系统设计技术重点实验室中国核动力研究设计院设计所

反应堆仪控系统是核电站的重要系统,其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备,要求具有高安全性、高可靠性,其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外,为打破国外垄断和实现国产化... 详细信息

反应堆仪控系统是核电站的重要系统,其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备,要求具有高安全性、高可靠性,其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外,为打破国外垄断和实现国产化,拥有自主知识产权的安全级数字化仪控硬件平台,中国核动力研究设计院为反应堆安全级1E级设备应用开展了仪控安全级硬件平台的设计和研制。文章对该硬件平台选用的技术路线、构架、性能指标、研发过程等情况进行了描述,并介绍了以该平台为基础集成的反应堆保护装置工程样机验证情况,试验表明该硬件平台完全满足安全级1E级要求,通过后续按核电相关标准开展适应性优化和补充试验鉴定工作,该平台可作为安全级DCS硬件平台完整解决方案向核电市场进行推广。

关键词：数字化仪控系统 MICON系统

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反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON 系统)设计及应用

反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON 系统)设计及应用

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中国核学会2011年年会

作者：吴志强曾少立核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041 中国核动力研究设计院设计所，四川成都 610041

反应堆仪控系统是核电站的重要系统，其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备，要求具有高安全性、高可靠性，其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外，为打破国外垄断和实现... 详细信息

反应堆仪控系统是核电站的重要系统，其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备，要求具有高安全性、高可靠性，其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外，为打破国外垄断和实现国产化，拥有自主知识产权的安全级数字化仪控硬件平台，中国核动力研究设计院为反应堆安全级 1 E级设备应用开展了仪控安全级硬件平台的设计和研制。文章对该硬件平台选用的技术路线、构架、性能指标、研发过程等情况进行了描述，并介绍了以该平台为基础集成的反应堆保护装置工程样机验证情况，试验表明该硬件平台完全满足安全级1 E级要求，通过后续按核电相关标准开展适应性优化和补充试验鉴定工作，该平台可作为安全级DCS 硬件平台完整解决方案向核电市场进行推广。

关键词：数字化仪控系统 MICON系统

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国产304NG控氮不锈钢应用性能研究

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核动力工程 2007年第Z1期28卷 40-43,57页

作者：文燕赖旭平段远刚姜峨李光福许斌龚宾中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 上海材料研究所腐蚀实验室200437 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家重点实验室成都610041

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国... 详细信息

通过向奥氏体不锈钢中加入适量的氮和降低碳含量,可以提高钢的强度,改善钢的耐腐蚀性能,而基本上不影响钢的塑性和韧性.本文对核工程用304NG控氮不锈钢的应用性能进行了研究,包括材料的基本特性和应力腐蚀、均匀腐蚀等性能.结果表明,国产304NG控氮不锈钢的综合性能满足核工程需求,与国外同类产品处于同一水平.

关键词： 304NG控氮不锈钢堆内构件腐蚀性能

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