检索结果-内蒙古大学图书馆

工业控制计算机 2025年第1期38卷 27-29页

作者：朱攀曾山黄鹏罗焯睿刘亚男中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷... 详细信息

“华龙一号”核电厂大气排放调节阀是核安全级设备,需要安全级仪控系统实现其调节控制。该调节阀控制模式多样化且调节需求复杂,在华龙一号全球首堆福清5/6项目中是由国外供应商设计了该控制方案。针对华龙一号大气排放调节阀的快速冷却模式进行分析研究,并基于中核集团自主研发的核安全级DCS“龙鳞”平台设计了调节阀快速冷却模式的工程实施方案,最终通过仿真验证了该方案的可行性。该方案可推广应用于后续工程项目。

关键词：华龙一号安全级DCS 大气排放调节阀快速冷却

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基于PPR技术的反应堆系统虚拟维修技术

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核动力工程 2009年第S1期30卷 72-76页

作者：吴亚祥麻百涌中国核动力院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

基于产品、工艺和资源(PPR)结构树技术,研究了反应堆系统虚拟维修环境的构建技术和虚拟维修工艺过程结构树的构建技术,提出了反应堆系统维修性设计、仿真流程。基于维修过程的分段仿真思想和维修活动的分层设计思想,研究了反应堆虚拟维... 详细信息

基于产品、工艺和资源(PPR)结构树技术,研究了反应堆系统虚拟维修环境的构建技术和虚拟维修工艺过程结构树的构建技术,提出了反应堆系统维修性设计、仿真流程。基于维修过程的分段仿真思想和维修活动的分层设计思想,研究了反应堆虚拟维修任务的层次结构。采用计划评价与审查技术(PERT)图定义维修操作,描述了反应堆系统维修仿真过程中产品、工艺和资源数据之间的关系。

关键词：反应堆 PPR结构树虚拟维修维修任务分解 PERT图

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中子学栅格程序KYLIN-II可视化图形建模方法研究和工具开发

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核动力工程 2017年第3期38卷 126-131页

作者：涂晓兰潘俊杰柴晓明吴文斌陈树尹强芦韡中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

基于AutoCAD软件,采用网格自动识别算法、基于嵌套式的属性编辑模式、模块化的建模方式等先进技术,开发形成支持先进中子学栅格程序的可视化图形界面软件KYEYE。该软件支持多种几何描述方式,目前支持KYLIN-Ⅱ程序的点线描述方式和HELIO... 详细信息

基于AutoCAD软件,采用网格自动识别算法、基于嵌套式的属性编辑模式、模块化的建模方式等先进技术,开发形成支持先进中子学栅格程序的可视化图形界面软件KYEYE。该软件支持多种几何描述方式,目前支持KYLIN-Ⅱ程序的点线描述方式和HELIOS的几何输入方式,经过充分地测试和验证,该软件能够准确且快速地建立各种复杂问题。

关键词： KYLIN-Ⅱ KYEYE 中子输运图形建模网格识别

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用于核电厂数字化仪表控制系统优化设计的CATIA2程序的改进

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核动力工程 2008年第1期29卷 19-24页

作者：张英陈智周祖鉴张帆张小华张文其中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要。主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量... 详细信息

对压水堆核电厂瞬态仿真程序CATIA 2程序进行了改进,以满足核电厂数字化仪表控制系统优化设计工作的需要。主要的改进是在CATIA 2程序中,对ΔT保护通道引入了数字化采样模块模型及数字化处理时间步长,以及对ΔT保护通道所用的输入变量引入了采样时间步长,并针对数字化技术提出了一种新的超温ΔT定值方程模型。通过分析比较数值仿真的结果,表明所做的改进是合理和可行的。

关键词：核电厂数字化仪表控制系统 CATIA2程序仿真

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燃料组件格架几何建模及网格划分技术

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核动力工程 2010年第S1期31卷 88-92页

作者：陈杰陈炳德张虹中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段... 详细信息

为采用计算流体力学(CFD)方法对燃料组件格架的搅混性能进行研究,对燃料组件格架几何建模及网格划分进行了系统的研究。比较不同几何模型得到的计算结果,确定了将搅混格架简化为无刚凸、无弹簧、只有条带和搅混翼结构的模型;出、入口段的模拟长度分别为250mm和230mm;模拟格架的数量为一道。研究网格对计算结果的影响,确定了分段网格划分方式和网格数量:入口段和出口段采用结构化网格,格架段采用非结构化网格。整个研究对象总节点数为1032258,总栅元数为2601614,其中格架段网格数占75.8%。

关键词：计算流体力学燃料组件搅混

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SOP规程下堆芯冷却监测系统的设计

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核动力工程 2012年第5期33卷 107-110页

作者：何正熙余俊辉李小芬苟拓中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔT... 详细信息

在岭澳核电站二期工程中首次采用状态导向规程(SOP)。根据该规程的要求,堆芯冷却监测系统(CCMS)需要完成SOP下6大状态功能中的2个监测任务,即一回路水装量和一回路压力温度的监测。由反应堆压力容器水位来反映水装量,用最低过冷裕度(ΔTsat)来反映一回路的压力和温度。为了完成这些监测任务,从一次仪表、数据处理到信息显示相对于事件导向规程(EOP)下的设计都有重大的不同,本文主要从系统设计的角度对其进行描述。

关键词：堆芯冷却监测 SOP EOP 系统设计

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状态导向规程引导下的蒸汽发生器给水流量完全丧失事故分析研究

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核动力工程 2010年第S1期31卷 8-10页

作者：冉旭方红宇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与... 详细信息

针对岭澳核电站二期蒸汽发生器(SG)给水流量完全丧失事故,采用CATHARE程序模拟计算了在状态导向规程(SOP)引导下的电厂瞬态响应。计算结果表明,在SOP的引导下,瞬态过程中堆芯未裸露,能够保证反应堆的安全。同时,通过该事故的分析以及与事故导向规程(EOP)的比较,展示了SOP规程在该事故工况下的应用情况。

关键词：状态导向规程 CATHARE程序给水流量完全丧失事故岭澳核电站二期

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核电厂风险指引管理研究

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核动力工程 2007年第1期28卷 94-98页

作者：王朝贵中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险... 详细信息

风险指引管理是确定论与概率论方法相结合的一种新的安全管理模式。为了促进我国这项工作的开展,有必要对国内外的相关法规、标准和实践进行全面和系统的研究。本文介绍了核电厂风险指引决策的基本原则、方法与风险接受准则,讨论了风险指引决策对概率安全评价(PSA)的要求,并对我国核电厂采用风险指引管理提出了建议。

关键词：风险指引管理概率安全评价核电厂

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超临界水冷堆开发现状与前景展望

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核动力工程 2006年第2期27卷 1-4,44页

作者：李满昌王明利中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。... 详细信息

超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。

关键词：超临界水冷堆开发现状前景分析

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反应堆压力容器的密封分析技术

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核动力工程 2009年第3期30卷 4-6页

作者：郑连纲张丽屏杨宇臧峰刚中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合... 详细信息

反应堆压力容器内的冷却剂具有压力高、温度高、放射性剂量高等主要特点,保证压力容器的密封性能对整个核反应堆系统安全运行至关重要。本文针对密封结构的密封性能分析方法与技术进行了研究,包括螺栓预紧、弹塑性接触、热与结构的耦合分析技术等,完成了反应堆压力容器的三维弹塑性密封分析技术研究,全面地考虑了结构承受的各种载荷,实现了结构接触面之间有摩擦的弹塑性接触和接触传热问题的模拟。该分析方法弥补了专用密封分析程序适用范围狭小以及分析过程的烦琐等不足,较目前通用的二维密封分析技术考虑的因素更加全面。该技术已成功应用于工程设计中的压力容器设计与分析。

关键词：压力容器密封性能分析方法

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