检索结果-内蒙古大学图书馆

机械工程师 2023年第7期 70-73页

作者：陈茜杨俊豪马山林王坤王炳炎陈相羽万浩蒲耀洲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

由于谐波传动中刚轮、柔轮与波发生器装配时存在装配误差,可能会引起刚轮与柔轮齿廓干涉,从而影响柔轮齿面与齿根应力,以无公切线双圆弧谐波齿轮为研究对象,基于改进运动学法设计齿形,针对各种装配误差设计实验,并通过ABAQUS建立有限元... 详细信息

由于谐波传动中刚轮、柔轮与波发生器装配时存在装配误差,可能会引起刚轮与柔轮齿廓干涉,从而影响柔轮齿面与齿根应力,以无公切线双圆弧谐波齿轮为研究对象,基于改进运动学法设计齿形,针对各种装配误差设计实验,并通过ABAQUS建立有限元装配模型进行计算,研究装配误差对柔轮应力的影响规律。结果表明,长轴方向刚柔轮中心距误差与凸轮径向安装误差对柔轮齿上应力影响最大,短轴方向刚柔轮中心距误差与凸轮径向安装误差次之,凸轮轴向安装误差影响最小;短轴方向刚柔轮中心距误差与长轴方向凸轮径向误差对柔轮杯底应力有较小影响;其余因素对杯底应力的影响极小。为谐波减速器的误差控制与补偿提供一定参考。

关键词：谐波传动装配误差双圆弧齿形有限元法柔轮应力

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核电厂仪控系统响应时间测试的改进设计

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自动化仪表 2023年第S01期44卷 165-170,176页

作者：孙诗炎张隽祺王琳吴坤任向思宇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601213

核电厂仪控系统响应时间是关系到核电厂数字化仪控系统安全性的重要指标。但传统的响应时间测试方式依赖于测试人员操作。其自动化程度低,影响核电厂仪控系统调试的效率。因此,需改进原有测量方案来提高响应时间测量的效率与自动化程度... 详细信息

核电厂仪控系统响应时间是关系到核电厂数字化仪控系统安全性的重要指标。但传统的响应时间测试方式依赖于测试人员操作。其自动化程度低,影响核电厂仪控系统调试的效率。因此,需改进原有测量方案来提高响应时间测量的效率与自动化程度。由于当前核电厂仪控系统逐步采用集成化测试平台开展调试工作,可结合此类平台对传统测试方案进行改进。通过采用多通道数据快速采集技术设计响应时间测量模块,可在专用测试脚本的控制下与集成化测试平台协同工作,实现响应时间的自动化测量。同时,进一步引入数字图像处理技术检测人机接口状态变化,可实现对数据上行时间等参数的批量自动化测试。经测试,改进方案可显著减少响应时间测试的时间和人力成本,有助于进一步提高核电厂仪控系统工厂测试效率与测试充分性。

关键词：核电厂响应时间数据上下行时间多通道数据快速采集数据图像处理霍夫圆变换 Canny边缘检测

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太赫兹准光回旋行波管注波互作用提升研究

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科技创新与应用 2023年第36期13卷 19-22页

作者：王舜李星瑶刘欣璐陈洁吴礼银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

准光波导通过衍射损耗抑制低阶模式,实现其模式选择特性。针对准光波导场分布的规律,该文开展太赫兹准光回旋行波管的注波互作用研究,通过数值模拟的方式验证采用扇形的电子注提升太赫兹准光回旋行波管注波互作用效率的方法。经过数值... 详细信息

准光波导通过衍射损耗抑制低阶模式,实现其模式选择特性。针对准光波导场分布的规律,该文开展太赫兹准光回旋行波管的注波互作用研究,通过数值模拟的方式验证采用扇形的电子注提升太赫兹准光回旋行波管注波互作用效率的方法。经过数值计算的研究表明,针对准光波导场分布,采用扇形的电子注可以明显提高准光回旋行波管的注波互作用效率。

关键词：准光波导回旋行波管注波互作用效率扇形电子注

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核电厂保护系统ECP硬逻辑设计研究

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自动化与仪表 2023年第9期38卷 11-15页

作者：胡清仁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

为保证核电厂的可靠运行,有效克服单一故障和共因故障影响,核电厂保护系统设计过程中必须充分考虑系统多样性和纵深防御设计。结合相关标准的单一故障、纵深防御设计要求,对保护系统的多样性措施进行分析研究,以探索一种因对软件共因故... 详细信息

为保证核电厂的可靠运行,有效克服单一故障和共因故障影响,核电厂保护系统设计过程中必须充分考虑系统多样性和纵深防御设计。结合相关标准的单一故障、纵深防御设计要求,对保护系统的多样性措施进行分析研究,以探索一种因对软件共因故障失效的多样性硬逻辑设计策略,搭建典型的停堆硬逻辑和专设驱动硬逻辑设计原理,为后续核电项目的硬逻辑设计提供指导。

关键词：核电厂共因故障多样性硬逻辑

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核电厂反应堆保护系统数字化升级关键要素探究

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仪器仪表用户 2023年第11期30卷 41-44页

作者：何玉鹏张谊姜静周岱彭浩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

国内早期建成的反应堆保护系统亟需开展数字化升级,以解决原系统设备老化、故障率高、备件停产、缺乏服务保障等问题,但是软件控制手段与模拟技术存在显著的差异,需要在设计环节重点考虑并妥善解决,才能确保改造后机组安全稳定运行。以... 详细信息

国内早期建成的反应堆保护系统亟需开展数字化升级,以解决原系统设备老化、故障率高、备件停产、缺乏服务保障等问题,但是软件控制手段与模拟技术存在显著的差异,需要在设计环节重点考虑并妥善解决,才能确保改造后机组安全稳定运行。以某核电厂数字化升级改造实践为背景,重点研究了缺省值、网络安全、软件共因故障等问题,提出了一套设计解决方案,对于后续反应堆保护系统数字化升级项目工程应用具有借鉴意义。

关键词：核电厂反应堆保护系统数字化改造

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自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键影响因素研究

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核动力工程 2022年第3期43卷 66-73页

作者：翟鹏迪朱恩平赵鹏程王天石于涛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湖南省协同创新中心湖南衡阳421001 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

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热... 详细信息

为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素,以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型;从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热3种因素对自然循环能力的影响,并开展了相关数值模拟验证。结果表明,数值模拟结果与本研究理论计算值吻合较好;3种自然循环能力影响机制耦合作用将降低SNCLFR-10系统自然循环能力,导致自然循环流量与功率之间不再满足理论所得的1/3次方关系。

关键词：自然循环驱动力冷/热池传热非线性温度分布反应堆压力容器壁散热关键影响因素

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“华龙一号”核电厂大气排放调节阀快速冷却模式控制研究

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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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船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

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核动力工程 2022年第2期43卷 194-198页

作者：赵芳邹树梁徐守龙徐涛南华大学资源环境与安全工程学院湖南衡阳421001 南华大学核设施应急安全作业技术与装备湖南省重点实验室湖南衡阳421001 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

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明... 详细信息

基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

关键词：船用反应堆大破口失水事故核素扩散 MELCOR耦合CFD-FLUENT

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基于动态模态分解方法的正方形排列管束流体弹性不稳定性研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 104-108页

作者：冯志鹏熊夫睿赵燮霖蔡逢春周进雄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 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西安710049

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其... 详细信息

针对目前流体弹性不稳定性研究主要依赖宏观响应,缺乏从更本质层面判定稳定性技术手段的问题,以正方形排列管束为研究对象,首先,在已建立的三维流固耦合数值模型的基础上,获得了各管的振动响应与流体力特性,研究了管束的宏观响应特性;其次,引入动态模态分解(DMD)方法对流固耦合系统进行降阶分解与重构预测,进而从宏观响应和DMD模态2个层面研究了管束的流体弹性不稳定性。结果表明,DMD方法不仅可以实现对流场动力学特征的快速重构及预测,还可以准确提取不稳定流场的主导模态和频率,并能判断所提取模态的稳定性,与宏观响应相互应证,能更全面地反映系统的稳定性。

关键词：流体弹性不稳定性流固耦合管束动态模态分解(DMD)

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热管堆多反馈效应下的启堆特性研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 104-108页

作者：钟睿诚马誉高邓坚刘余柴晓明王嘉赓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 清华大学工程物理系北京100084

热管堆采用高温固态堆芯,启堆过程中会经历较大的温升和热膨胀,热管中的工质状态会发生变化,带来复杂的反应性反馈。为研究热管堆反馈机制下的启堆特性,以美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)设计的兆瓦级热管堆MegaPower为研究对象,利用... 详细信息

热管堆采用高温固态堆芯,启堆过程中会经历较大的温升和热膨胀,热管中的工质状态会发生变化,带来复杂的反应性反馈。为研究热管堆反馈机制下的启堆特性,以美国洛斯阿拉莫斯国家实验室(LANL)设计的兆瓦级热管堆MegaPower为研究对象,利用热管堆瞬态分析程序HPRTRAN,采用3种启堆模式对其进行了启堆工况计算,研究了每种模式下的启堆特性。结果表明,热管堆启堆过程中会经历较大的功率波动,可能出现不利于启堆的“温度平台”,间隔转动控制鼓相比于连续转动控制鼓,是一种更安全且实际可行的启堆方案。

关键词：热管堆启堆特性控制鼓反应性反馈

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