检索结果-内蒙古大学图书馆

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。

关键词：中子注量率变化率主回路流量主泵转速主回路平均温度校准

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核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

核反应堆动力学模型刚性问题的简易处理

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第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议

作者：王远隆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 610041

本文针对核反应堆动力学模型刚性问题提出了简易处理方法，并给出了仿真结果。这样的方法可以有效地应用于反应堆控制系统的设计。

关键词：点堆模型刚性问题核反应堆动力学模型

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反应堆点堆模型线性化问题

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自动化与仪器仪表 2015年第12期 227-229页

作者：王远隆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 国家能源压水反应堆技术研发中心成都610213

核反应堆点堆模型的线性化是早期研究反应堆动力学特性和分析控制系统动态行为的一种有效途径。对实际工程而言,反应堆的非线性特性是客观存在的,不可能像理论分析那样直接对数学模型进行线性化处理。工程应用中对反应堆非线性特性的补... 详细信息

核反应堆点堆模型的线性化是早期研究反应堆动力学特性和分析控制系统动态行为的一种有效途径。对实际工程而言,反应堆的非线性特性是客观存在的,不可能像理论分析那样直接对数学模型进行线性化处理。工程应用中对反应堆非线性特性的补偿是利用把补偿环节加入控制策略里得以实现的。本文在简要重述早期线性化方法的基础上,重点讨论一下线性化的工程实现方法。这几个方法是工程控制系统实际使用及数字化控制技术工程应用的有效方法。

关键词：点堆模型线性化

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核电厂电仪设备的老化评估筛选

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科技视界 2016年第10期 11-12页

作者：刘文静谢峰韩勇游洲李朋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

早期核电厂的设计中,主要从经济角度确定设计寿命。实际运行经验表明,核电厂到设计寿命时,主体仍可安全运行。为进一步确定核电厂寿期内及延寿后的安全性,开展了老化管理工作。电仪设备的老化评估筛选是老化管理的重要组成部分。通过对... 详细信息

早期核电厂的设计中,主要从经济角度确定设计寿命。实际运行经验表明,核电厂到设计寿命时,主体仍可安全运行。为进一步确定核电厂寿期内及延寿后的安全性,开展了老化管理工作。电仪设备的老化评估筛选是老化管理的重要组成部分。通过对重要度、老化的敏感度和难易度3项指标的综合评分,筛选出需进一步老化研究和管理的设备清单,以保证在满足安全性的同时,经济合理地开展老化研究和管理工作。

关键词：核电厂老化管理电仪设备筛选

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基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究

基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法研究

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2018年全国固体力学学术会议

作者：白晓明张锐王新军卢喜丰郑连纲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

在核蒸汽供应系统中,核级管道数量众多且布置复杂。为使核级管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性... 详细信息

在核蒸汽供应系统中,核级管道数量众多且布置复杂。为使核级管道能满足设计规范,对支架位置及功能的优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性能最优布置方案。本文提出了一种基于遗传算法的核动力管道系统力学性能优化方法,该方法通过构建用于管道力学分析的遗传算法优化框架,实现了对管道优化布置的自动化。以图1中所示模型为例进行优化,原始方案与优化方案的比较见表1。结果显示,该方法能有效对多个支架位置和功能进行同步优化,并快速获得力学性能最优的布置方案,与传统方法相比具有更高的效率和实用性。

关键词：核级管道遗传算法智能优化力学分析

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反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析

反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析

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第十四届全国疲劳与断裂学术会议

作者：孙英学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

本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了堆芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,堆芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评... 详细信息

本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了堆芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASMB规范对计算结果进行了分析和评定。评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,堆芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评定准则。

关键词：反应堆压力容器断裂力学裂纹疲劳扩展

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基于滞弹性效应的蠕变-疲劳行为及寿命预测模型研究

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科技视界 2021年第8期 137-141页

作者：张尚林邱天邱阳董元元王点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610213

文章在625℃下开展了一系列不同峰、谷值保载时间的蠕变-疲劳试验,研究了谷值保载时间内的滞弹性应变回复对循环变形行为的作用,同时详细分析了峰值应力、峰值保载时间和应力比等因素对滞弹性应变的影响。研究表明:蠕变-疲劳的应力卸载... 详细信息

文章在625℃下开展了一系列不同峰、谷值保载时间的蠕变-疲劳试验,研究了谷值保载时间内的滞弹性应变回复对循环变形行为的作用,同时详细分析了峰值应力、峰值保载时间和应力比等因素对滞弹性应变的影响。研究表明:蠕变-疲劳的应力卸载后的谷值保载时间内9%~12%Cr钢发生了非弹性应变的滞弹性回复,从而降低了蠕变损伤的累积,导致蠕变-疲劳寿命增加。滞弹性应变随着谷值保载时间和峰值应力的增加而增加,然而随着峰值保载时间和应力比的增加而降低。基于滞弹性回复延长蠕变-疲劳寿命的试验结果,提出了一个考虑滞弹性回复效应的新延性耗竭寿命模型,提高了寿命预测的准确性,为蠕变-疲劳寿命预测的工程应用提供了理论基础。

关键词：蠕变-疲劳滞弹性寿命预测模型

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“华龙一号”核电厂多样化保护系统设计研究

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科技视界 2024年第8期14卷 40-43页

作者：朱攀冯威刘宏春陈鹏周继翔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

数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。... 详细信息

数字化仪控技术在核电厂中的应用大大提高了核电厂运行的效率、安全性和可靠性。然而数字化技术又引发了软件共因故障(SWCCF)问题,特别是安全级仪控系统的软件共因故障,它可能导致整个系统瘫痪从而对仪控系统的纵深防御造成极大影响。为了缓解数字化安全级系统软件共因故障的后果并提高核电厂的安全性,需要设计一套不受安全级系统软件共因故障影响的多样化保护系统(DAS)。在发生SWCCF的情况下,DAS系统对反应堆提供必要的保护,以保证反应堆安全。文章系统介绍了“华龙一号”全球首堆福清5、6号核电厂中DAS系统的设计方法,并对DAS系统的概念、总体结构、设计准则和设计要点等进行了详细的分析说明。

关键词：多样化保护系统系统设计软件共因故障

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