检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第4期43卷 118-125页

作者：李翔宇程坤谭思超黄涛袁东东黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨150001 哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 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

针对当前基于集成学习的核电站故障诊断算法大多注重提高各种机器学习算法识别精度而忽略底层基学习器整合方法,导致集成学习算法识别事故类型精度难以提高,而且存在识别结果是否可信的问题。本文基于Adaboost算法设计了一种可使核电站... 详细信息

针对当前基于集成学习的核电站故障诊断算法大多注重提高各种机器学习算法识别精度而忽略底层基学习器整合方法,导致集成学习算法识别事故类型精度难以提高,而且存在识别结果是否可信的问题。本文基于Adaboost算法设计了一种可使核电站控制系统自主识别故障类型的机器学习算法模型,该算法模型通过为集成学习的各种故障识别算法合理分配权重系数,提升集成学习整体算法对核电站事故类型的识别精度和算法可靠性。同时测试结果表明Adaboost算法对7种典型的核电站运行或事故工况的平均识别正确率可达95%以上;而且当事故发生150 s后,识别正确率可达100%。因此基于Adaboost算法的基学习器整合方法可用于优化集成学习的算法结构,提高算法对核电站事故类型的识别精度。

关键词：核电站瞬态运行分析故障诊断机器学习 Adaboost算法

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压水堆堆芯Pin-by-pin均匀化计算中非均匀泄漏修正模型研究

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原子能科学技术 2022年第1期56卷 46-52页

作者：张斌李云召吴宏春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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

在压水堆堆芯Pin-by-pin均匀化计算中采用均匀泄漏修正模型及非均匀泄漏修正模型对组件计算的中子能谱进行修正,本文研究了Pin-by-pin均匀化计算中均匀泄漏修正模型及非均匀泄漏修正模型的实现方式,提出了非均匀泄漏修正模型和栅元均匀... 详细信息

在压水堆堆芯Pin-by-pin均匀化计算中采用均匀泄漏修正模型及非均匀泄漏修正模型对组件计算的中子能谱进行修正,本文研究了Pin-by-pin均匀化计算中均匀泄漏修正模型及非均匀泄漏修正模型的实现方式,提出了非均匀泄漏修正模型和栅元均匀化方法的联合实现方式,并分析比较了不同栅元均匀化扩散系数产生方式的计算效果。数值结果表明,非均匀泄漏修正模型及由其产生的中子泄漏系数能有效提高压水堆堆芯Pin-by-pin计算的精度。

关键词：非均匀泄漏修正模型 Pin-by-pin均匀化计算扩散系数

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碳化硅中点缺陷对热传导性能影响的分子动力学研究

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物理学报 2022年第3期71卷 243-249页

作者：王甫周毅高士鑫段振刚孙志鹏汪俊邹宇付宝勤四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室成都610064 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610200

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用... 详细信息

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用平衡分子动力学方法(Green-Kubo方法)采用Tersoff型势函数研究了点缺陷对立方碳化硅(β-SiC或3C-SiC)热传导性能的影响规律.研究过程中考虑的点缺陷包括:Si间隙原子(Si_(I))、Si空位(Si_(V))、Si错位原子(Si_(C))、C间隙原子(C_(I))、C空位(C_(V))和C错位原子(C_(Si)).研究结果表明,热导率(λ)随点缺陷浓度(c)的增加而减小.在研究的点缺陷浓度范围(点缺陷与格点的比例范围为0.2%-1.6%),额外热阻率(ΔR=R_(defect)–R_(perfect),R=1/λ,R_(defect)为含缺陷材料的热阻率,R_(perfect)为不含缺陷材料的热阻率)与点缺陷的浓度呈线性关系,其斜率为热阻率系数.研究表明:空位和间隙原子的热阻率系数高于错位原子的热阻率系数;高温下点缺陷的热阻率系数高于低温下点缺陷的热阻率系数;Si空位和Si间隙原子的热阻率系数高于C空位和C间隙原子的热阻率系数.这些结果有助于预测及调控辐照条件下碳化硅的热传导性能.

关键词：碳化硅热导率分子动力学点缺陷

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我国核动力水面舰船海上核事故应急处置方案研究

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海军工程大学学报 2022年第2期34卷 75-82页

作者：于红程诗思吴怡睿夏明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610041

对响应任务的协调和管理是确保核事故应急响应有效性的关键。针对此问题,分析了我国固定式陆上核设施核事故应急、常规动力水面舰船海上搜救应急的应急处置,提出了一套与我国核动力水面舰船海上核事故应急响应组织及其关键响应任务计划... 详细信息

对响应任务的协调和管理是确保核事故应急响应有效性的关键。针对此问题,分析了我国固定式陆上核设施核事故应急、常规动力水面舰船海上搜救应急的应急处置,提出了一套与我国核动力水面舰船海上核事故应急响应组织及其关键响应任务计划相匹配的海上核事故应急处置方案,给出了从遇险报警到进入应急状态、响应行动开始实施、应急处置结束整个过程中应急指挥、通知报告、技术决策、通道控制、缓解行动、防护行动、搜寻救援、医疗救治、保障支援、信息发布的具体行动步骤。

关键词：核动力舰船核事故应急海上核事故应急处置

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六角形特征线方法及区域分解并行

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哈尔滨工程大学学报 2022年第12期43卷 1798-1802页

作者：吴文斌王志强郑竞超谢择怿赵晨彭星杰中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 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

为了解决六角形几何堆芯中子输运问题,本文基于开源的OpenMOC程序开发了六角形模块化射线布置的并行计算程序OpenMOC-HEX。程序采用构造实体几何对六角形几何进行建模,并模块化布置特征线以实现射线的精确连接。针对核反应堆大规模数值... 详细信息

为了解决六角形几何堆芯中子输运问题,本文基于开源的OpenMOC程序开发了六角形模块化射线布置的并行计算程序OpenMOC-HEX。程序采用构造实体几何对六角形几何进行建模,并模块化布置特征线以实现射线的精确连接。针对核反应堆大规模数值模拟计算时间长的特点,本程序实现了基于六角形组件区域分解的消息传递接口并行。对六角形C5G72D基准例题的计算结果表明本程序具有良好的计算精度,对多圈六角形组件例题的计算结果表明,上千进程跨节点运行时消息传递接口并行效率约85%。本文结果满足特征线程序在计算精度和扩展性上的要求,可为六角形反应堆堆芯建模和计算提供软件辅助。

关键词：六角形几何特征线方法数值模拟并行计算反应堆物理中子输运区域分解大规模并行

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HDR实验堆压力容器-水平管道系统热分层的大涡模拟

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应用力学学报 2024年

作者：高启丹程钱余晓菲周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室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

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器... 详细信息

热分层现象是导致压水反应堆(PWR)管道系统热疲劳失效的主要原因之一。旨在研究反应堆结构中热分层现象引起的管道结构瞬态热分布特征，确定热疲劳敏感点。本研究参考HDR (Heiss Dampf Reaktor) 管道热分层实验，建立了含反应堆压力容器（RPV）的全尺寸HDR实验堆仿真模型。研究中，流场计算采用大涡模拟（LES）数值方法，以解决大尺度和小尺度的湍流运动对非稳态流动传热过程的影响，耦合固体导热方程，完成了水平管道系统共轭传热分析。结果表明：大涡模拟方法适用于热分层问题研究，对于流场及结构温度分布预测结果与实验数据吻合良好。研究确定了水平管道发生热分层现象时结构温度波动强度最大位置，该点可作为热疲劳分析敏感点。本文数值模拟方法和分析结果可为压水堆管道系统及设备的结构完整性和安全性评估提供参考。

关键词：压水反应堆热分层大涡模拟共轭传热

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考虑各向异性蠕变的锆包壳鼓胀行为数值模拟方法研究

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原子能科学技术 2024年第4期58卷 878-886页

作者：李伟李小雨段倩妮王皓坤武俊梅刘仕超西安交通大学复杂服役环境重大装备结构强度与寿命全国重点实验室陕西西安710049 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

锆(Zr)合金包壳在高温和管内外压差作用下存在鼓胀及爆破失效行为,其中热蠕变是关键影响因素之一。针对α相Zr蠕变存在的各向异性特点,基于Hill准则推导了应力更新算法和一致切线刚度算法,并基于有限元方法加以实现,结合与温度和辐照相... 详细信息

锆(Zr)合金包壳在高温和管内外压差作用下存在鼓胀及爆破失效行为,其中热蠕变是关键影响因素之一。针对α相Zr蠕变存在的各向异性特点,基于Hill准则推导了应力更新算法和一致切线刚度算法,并基于有限元方法加以实现,结合与温度和辐照相关的热-力学物性、α-β相转变模型和爆破失效限值经验模型,获得了Zr包壳的鼓胀行为分析工具。采用厚壁圆管蠕变问题的理论解析解进行了确认,通过与PUZRY系列鼓胀爆裂实验对比进行了验证,结果表明:相较于常规的各向同性蠕变算法,各向异性蠕变算法能够更好地预测α相区间的Zr包壳高温鼓胀;对于α+β混合相区间,目前常用的加权混合方法计算蠕变速率还存在较大误差;对于加压速率较大的工况,如果仅仅考虑蠕变的影响,则会存在较大误差。

关键词：各向异性蠕变包壳鼓胀有限元模拟

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核电工程数字化移交初步方案研究

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科技创新与应用 2024年第32期14卷 1-9页

作者：王艺赖建永黄捷唐涌涛郝承明夏军宝孙冠宇喻巧张皓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

首先,该文阐述数字化移交背景及概念,概述国内外数字化移交相关标准发布情况,提出核电工程实施数字化移交的必要性及建设目标。然后提出核电工程实施数字化移交的总体策略和工作流程,包括制定移交规范、整理移交数据、开发移交平台、建... 详细信息

首先,该文阐述数字化移交背景及概念,概述国内外数字化移交相关标准发布情况,提出核电工程实施数字化移交的必要性及建设目标。然后提出核电工程实施数字化移交的总体策略和工作流程,包括制定移交规范、整理移交数据、开发移交平台、建立移交数据库和应用拓展等。最后,提出核电工程实施数字化移交的总体技术方案,包含需要开展的前期技术准备、确定移交范围和内容、移交数据治理、移交数据质量管理及移交平台开发等内容。

关键词：数字化移交移交规范数据治理平台开发核电工程

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少齿差刚柔复合摆线减速器静态特性分析

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机械工程师 2024年第4期 28-33页

作者：黄思语唐源李晴朝刘彦霆唐健凯吴昊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

以NN型少齿差摆线减速器为研究对象,分析其结构原理及传动特性,考虑到变形协调作用,设计了少齿差刚柔复合齿轮副,在齿轮啮合传动过程中引入柔性部件,使弹性体能够吸收齿轮传动中的振动冲击并传递一部分力矩,并使用有限元进行静态啮合特... 详细信息

以NN型少齿差摆线减速器为研究对象,分析其结构原理及传动特性,考虑到变形协调作用,设计了少齿差刚柔复合齿轮副,在齿轮啮合传动过程中引入柔性部件,使弹性体能够吸收齿轮传动中的振动冲击并传递一部分力矩,并使用有限元进行静态啮合特性分析。在ANSYS Workbench中建立刚柔复合摆线齿轮副有限元模型,分析聚氨酯弹性体的弹性模量最小值,改变齿轮副结构参数,对刚柔复合摆线齿轮副进行轮齿啮合应力分析,并分析参数变化对齿面接触力大小的影响规律。

关键词：少齿差刚柔复合弹性模量有限元分析

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开关电源在安全级DCS中的应用失效研究

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科技创新与应用 2025年第1期15卷 105-109页

作者：刘滨王舜李星瑶严浩刘欣璐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610200

针对国产化安全级DCS平台的模拟量调理模块研制过程中,某型国产反激式开关电源曾多次偶发输入端短路失效问题。对该电源内部原理进行剖析,建立故障仿真模型。结合安全级DCS的实际应用场景,对该故障进行定位,明确国产某型反激式开关电源... 详细信息

针对国产化安全级DCS平台的模拟量调理模块研制过程中,某型国产反激式开关电源曾多次偶发输入端短路失效问题。对该电源内部原理进行剖析,建立故障仿真模型。结合安全级DCS的实际应用场景,对该故障进行定位,明确国产某型反激式开关电源的失效机理,并给出对应的改进优化设计,有效提升国产化安全级DCS平台的可靠性及安全性。

关键词：安全级DCS 模拟量调理模块反激式开关电源故障仿真模型失效机理

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