检索结果-内蒙古大学图书馆

自动化仪表 2021年第S01期42卷 164-167页

作者：许标刘明星张庆吴礼银王晏萍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610213

对核电厂安全级数字化控制系统(DCS)具体试验需求进行了测试、分析和研究,并介绍采用温度为影响因子的阿伦纽斯加速寿命试验计算模型。测试中不改变元器件、模块失效机理而且不引入新失效模式,通过提高核电厂安全级DCS模块在测试中的试... 详细信息

对核电厂安全级数字化控制系统(DCS)具体试验需求进行了测试、分析和研究,并介绍采用温度为影响因子的阿伦纽斯加速寿命试验计算模型。测试中不改变元器件、模块失效机理而且不引入新失效模式,通过提高核电厂安全级DCS模块在测试中的试验温度值,可在相对较短的测试时间内获得关于核电厂安全级DCS模块的平均故障间隔时间(MTBF)参数值。分析了温度因子和材料的活化能因子对模块老化试验时间的影响。这不仅为核电厂安全级DCS模块寿命的可靠性试验提供了可行且成本较低的测试方案,而且直接验证了核电厂安全级DCS模块寿命可靠性参数是否满足上层设计要求的数据参考。这不仅有利于测试人员对模块测试全局的掌控,而且为设计人员对模块的迭代优化提供科学输入数据。

关键词：平均故障间隔时间加速寿命试验核电厂加速老化阿伦纽斯定律失效模式温度数字化控制系统

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LOCA动力分析模型敏感性研究

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中国机械 2024年第15期 3-9页

作者：张锐刘帅冯志鹏邓力维曾忠秀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

反应堆冷却剂系统LOCA动力分析作为反应堆系统设计的重要假设事故之一，是设计规范RCC-M中的强制要求之一。发生失水事故后，反应堆冷却剂系统会受到很大的外载作用，可能产生设备损坏等严重后果。对核反应堆系统进行全面评价，需开展... 详细信息

反应堆冷却剂系统LOCA动力分析作为反应堆系统设计的重要假设事故之一，是设计规范RCC-M中的强制要求之一。发生失水事故后，反应堆冷却剂系统会受到很大的外载作用，可能产生设备损坏等严重后果。对核反应堆系统进行全面评价，需开展瞬态分析，但反应堆系统庞大，即使采用简化模型进行计算，其模型体量也比较大，且存在很多非线性因素，瞬态计算耗时长，收敛性差。本文针对某反应堆冷却剂系统建立了两种不同反应堆一回路系统LOCA动力分析模型（完整三环路模型、基于解耦准则的单环路模型），进行不同LOCA事故下动力分析，并对不同破口下采用不同分析模型得出的计算分析结果进行对比分析。分析表明，三环路模型与单环路模型中各位置载荷计算误差在10%范围内，波动管、反应堆进出口等位置解耦后对于系统动力特性影响可接受。基于解耦准则的单环路动力分析模型可大幅减小计算量并满足计算精度，可用于快速计算反应堆系统LOCA动力分析。

关键词： LOCA 环路模型非线性动力分析

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快速卸压阀延迟开启对严重事故进程的影响分析

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科技视界 2021年第10期 111-114页

作者：武铃珺彭欢欢许幼幼杜政瑀武小莉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610213

百万千瓦级核电站设置快速卸压阀,用于严重事故中为反应堆冷却剂系统(RCS)主动卸压,避免高压熔融物喷射(HPME)风险。快速卸压阀设计要求启动信号为堆芯出口温度达到650℃,但在实际执行过程中由于事故条件和严重事故管理导则体系所限,此... 详细信息

百万千瓦级核电站设置快速卸压阀,用于严重事故中为反应堆冷却剂系统(RCS)主动卸压,避免高压熔融物喷射(HPME)风险。快速卸压阀设计要求启动信号为堆芯出口温度达到650℃,但在实际执行过程中由于事故条件和严重事故管理导则体系所限,此时刻立即执行阀门启动操作的可能性不大。文章采用完全丧失给水叠加多重安全功能失效为基准事故序列进行快速卸压阀延迟开启时间谱分析,研究延迟开启对卸压效果及严重事故进程的影响,结果显示,阀门开启时间的延迟不影响快速卸压阀最终的卸压效果,严重事故中,在有效时间内开启阀门为RCS卸压均可以实现预防HPME的卸压目标。

关键词：高压熔堆严重事故卸压快速卸压阀延迟开启安注箱注入

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内置稳压隔热水层的设计与数值研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 78-81页

作者：曾畅隋海明任云钟发杰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ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的... 详细信息

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的流动和导热能力较弱,可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。

关键词： ACP100+ 内置稳压器隔热水层数值分析

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变频器供电对电厂电机绝缘状态的影响研究

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科技视界 2021年第21期 89-93页

作者：韩剑波刘鎏张建建秦越李朋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610213

在电厂中,采用变频器给电机设备供电可获得良好的电气性能,但如果未考虑电机绝缘系统长时间耐受脉冲电压的能力,则可能导致电机绝缘系统发生过早失效,影响电厂的正常运行。为了解变频器供电时对电机绝缘的具体影响,考虑电厂电机设备的... 详细信息

在电厂中,采用变频器给电机设备供电可获得良好的电气性能,但如果未考虑电机绝缘系统长时间耐受脉冲电压的能力,则可能导致电机绝缘系统发生过早失效,影响电厂的正常运行。为了解变频器供电时对电机绝缘的具体影响,考虑电厂电机设备的特殊工作环境,主要从介电应力、匝间绝缘、损耗及局部放电四个方面深入分析了变频器供电下电机的绝缘劣化机理。为提高变频器供电时对电机绝缘状态判断的准确性,提出一种电机绝缘状态评估方法,通过其获得电机运行过程中的真实绝缘状态,并以此来判断电机是否需要检修维护,以避免发生贯穿性的绝缘击穿事故。针对提高电机设备的运行可靠性,提出了多种变频器供电时降低电机绝缘劣化程度的措施,延长电机的绝缘寿命。

关键词：变频器脉冲电压电厂电机绝缘状态

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安全壳氢气控制方法研究

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科技视界 2021年第23期 34-36页

作者：余小权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610213

核电厂在严重事故下,锆水反应会产生大量的氢气,氢气在安全壳内积聚会存在爆炸风险,氢气燃烧爆炸是造成核电厂安全壳失效的主要原因之一。因此,目前核电厂安全壳均设置有安全壳消氢系统。文章对消氢方法进行调研,对不同消氢方法的特点... 详细信息

核电厂在严重事故下,锆水反应会产生大量的氢气,氢气在安全壳内积聚会存在爆炸风险,氢气燃烧爆炸是造成核电厂安全壳失效的主要原因之一。因此,目前核电厂安全壳均设置有安全壳消氢系统。文章对消氢方法进行调研,对不同消氢方法的特点进行分析,从而为核电厂安全壳消氢系统的设计提供参考。

关键词：严重事故安全壳爆炸消氢

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反应堆压力容器环形试件对焊接头力学不均匀性测试研究

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电焊机 2022年第4期52卷 64-70页

作者：李玉光付强董元元邱阳胡甜刘川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 江苏科技大学材料科学与工程学院江苏镇江212003

为实现反应堆紧凑布置,反应堆压力容器内设计了多个复合功能的复杂环形构件,此类结构形式首次出现在反应堆压力容器设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构形式,使得环形构件与反应堆压力容器内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的... 详细信息

为实现反应堆紧凑布置,反应堆压力容器内设计了多个复合功能的复杂环形构件,此类结构形式首次出现在反应堆压力容器设计中,属于大厚度、高拘束度焊缝结构形式,使得环形构件与反应堆压力容器内壁焊接接头残余应力呈现高幅值和分布复杂的特点;而此类结构长期在高温、高压、强辐照环境下服役并承受交变载荷作用,对结构安全性、可靠性等要求很高,因此有必要对反应堆压力容器内环形件与容器内壁大厚度焊接结构焊接残余应力的不均匀性进行仔细研究和分析,以便为反应堆压力容器环形试件对焊接头性能评估奠定技术基础。采用微冲剪和显微硬度方法测试了反应堆压力容器16MND5低合金钢环形试件对焊接头的力学分布规律。结果表明:对焊接头抗拉强度横向分布不均,呈M型,峰值强度出现在热影响区;对焊接头抗拉强度厚度方向分布不均,母材区波幅35 MPa、焊缝区波幅77 MPa、热影响区波幅80 MPa;对焊接头维氏硬度分布趋势与微冲剪测试结果一致,印证了微冲剪测试结果的合理性。

关键词：大厚度低合金钢对焊接头抗拉强度微冲剪试验力学不均匀性

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参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 170-174页

作者：余俊辉关仲华霍雨佳朱加良段永强中国核动力设计研究院核反应堆系统设计技术重点实验室

对国内核电厂功率提升的背景以及适合的功率提升模式进行了阐述,分析和总结了核电厂功率提升相关法规及标准的要求;梳理了核电厂功率提升的分类,对小幅功率提升的具体要求和主要途径进行了分析研究;在分析核电厂功率和不确定度计算方法... 详细信息

对国内核电厂功率提升的背景以及适合的功率提升模式进行了阐述,分析和总结了核电厂功率提升相关法规及标准的要求;梳理了核电厂功率提升的分类,对小幅功率提升的具体要求和主要途径进行了分析研究;在分析核电厂功率和不确定度计算方法的基础上,明确了主给水流量和主给水温度为影响堆芯热功率计算误差的主要参数,分析总结了参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的方法,即新增差压或超声流量计以及新增温度计以提升不确定度,并对小幅功率提升的经济性进行了总结。

关键词：核电厂小幅功率提升不确定度

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华龙一号主管道60年寿命设计技术研究

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科技视界 2021年第15期 88-89页

作者：刘向红陶舒畅黄均麟蔡志云赵禹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610213

核电厂设计寿命的提高意味着技术的进步、经济性的提高。目前,在役核电厂多数是按40年寿命设计的。主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),是关系到反应堆安全运行的关键部件,属于核安全一级设备。文章论述... 详细信息

核电厂设计寿命的提高意味着技术的进步、经济性的提高。目前,在役核电厂多数是按40年寿命设计的。主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),是关系到反应堆安全运行的关键部件,属于核安全一级设备。文章论述了华龙一号主管道设计60年寿命的可行性、设计技术等,为主管道设计制造技术的提升、经济性的提高具有借鉴意义。

关键词：主管道 60年寿命设计技术

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基于感知的AVS2帧内编码的编码单元尺寸快速决策算法研究

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中国仪器仪表 2021年第10期 70-76页

作者：谢豪李璐廖成宇代锴垒徐永红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

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2引入了基于四叉树的编码单元(Coding Unit,CU)划分方法,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。为... 详细信息

AVS2是由中国数字音视频编解码技术标准工作组独立提出的一种视频编码标准。帧内编码是AVS2的关键技术之一。在帧内编码中,AVS2引入了基于四叉树的编码单元(Coding Unit,CU)划分方法,使得编码性能显著提高,但是计算复杂度急剧增加。为了有效地降低帧内编码的计算复杂度,研究人员已经研究了许多CU尺寸快速决策算法。然而,传统的CU尺寸快速决策算法主要的关注点在于保持视频的客观性能几乎不变的条件下,减少编码的时间,而没有对视频的主观性能进行考虑。这就意味着可以对基于感知的CU尺寸快速决策算法进行进一步的研究。本文提出了一种基于时空相邻信息和内部感知纹理信息的编码单元尺寸快速决策算法。实验结果表明,在RD17.0的全帧内测试配置下,该方法平均可减少28.06%的时间复杂度,主观性能损失可忽略不计。

关键词： AVS2 感知编码 CU尺寸决策帧内编码

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