检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2020年第S02期41卷 54-58页

作者：张坤庞华陈平张林邢硕何梁秋博文惠永博唐昌兵王严培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

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件... 详细信息

在工程设计中,蒸汽管道破裂(SLB)事故的分析是针对偏离泡核沸腾(DNBR)计算,而对燃料元件综合性能并不进行分析,这样的分析方法过于保守。本文基于SLB事故特征,建立了燃料元件相应的计算分析模型,通过对SLB事故的模拟,分析了CF3燃料元件在热态零功率蒸汽管道破裂(HZPSLB)事故下的堆内行为,结果显示CF3燃料元件包壳在该事故下不会发生屈服,进而验证了CF3燃料元件的安全性。

关键词：蒸汽管道破裂(SLB)事故燃料元件性能分析

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CFD与准静态理论混合的管束结构流弹失稳预测方法

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核动力工程 2021年第3期42卷 90-95页

作者：宋乐琨赵燮霖周进雄叶献辉冯志鹏熊夫睿西安交通大学航天航空学院机械振动与强度国家重点实验室西安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成都610213

为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法。采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此... 详细信息

为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性(简称流弹失稳)的方法。采用计算流体力学(CFD)方法获取阻力、升力系数及其空间导数,并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中,提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法,此方法考虑了管束在横流和顺流2个方向上的不稳定性;以正三角形管束为例,计算了2种节距比(P/d)下流弹失稳特性。结果表明,基于本文提出的CFD与准静态理论混合的弹性管束结构流弹失稳预测方法,可以在不需要实验的情况下获得管束结构发生流弹失稳现象的临界速度;采用此方法计算的流弹失稳结果与文献中的实验结果吻合良好。

关键词：流弹失稳管束结构计算流体力学(CFD) 准静态理论

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基于SARCS-4的控制棒轴向分区计算功能开发及验证分析

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科技视界 2023年第10期 118-123页

作者：陈定勇贺涛陈俊辑马党伟郑洪涛中国核动力研究设计院四川成都610213 核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

在商用压水堆中常采用控制棒轴向分区设计以提升控制棒的反应性开展能力,如美国CASL计划中的VERA堆芯,BEAVRS堆芯以及AP1000堆芯等。因此,核设计软件需要具备控制棒轴向分区的计算能力。压水堆堆芯核设计常采用两步法,即先进行二维组件... 详细信息

在商用压水堆中常采用控制棒轴向分区设计以提升控制棒的反应性开展能力,如美国CASL计划中的VERA堆芯,BEAVRS堆芯以及AP1000堆芯等。因此,核设计软件需要具备控制棒轴向分区的计算能力。压水堆堆芯核设计常采用两步法,即先进行二维组件输运计算得到组件均匀化的群常数,再进行三维堆芯扩散计算。文章在基于两步法的压水堆堆芯核设计程序系统SARCS-4中开发了针对轴向分区控制棒的计算功能,并应用于控制棒轴向分为两区的VERA基准题堆芯的控制棒价值计算。计算结果表明,SARCS-4程序对控制棒轴向分区的堆芯计算正确,可用于堆芯核设计。

关键词：压水堆堆芯控制棒轴向分区堆芯扩散控制棒价值

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安全级DCS仿真验证平台技术方案研究

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核动力工程 2020年第1期41卷 89-92页

作者：武有光刘明明张子鹏李倩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

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对... 详细信息

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性,需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证,以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案,通过此方案可以实现对安全级DCS多维度、高逼真的闭环验证,确保了安全级DCS内部逻辑以及与外部系统连接的正确性。

关键词：安全级集散控制系统(DCS) 仿真验证技术方案

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小型压水堆功率神经网络预测控制研究

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核动力工程 2020年第S02期41卷 50-53页

作者：肖凯黎婧赵梦薇蒲笑非郑艳秋青先国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

考虑到反应堆堆芯非线性、时变性等特点以及外界扰动情况,传统经典控制方法难以实现全工况内反应堆功率的良好控制。因此,本研究提出了一种反应堆功率的神经网络预测控制方法。本文以国际革新安全反应堆(IRIS)为研究对象,建立堆芯非线... 详细信息

考虑到反应堆堆芯非线性、时变性等特点以及外界扰动情况,传统经典控制方法难以实现全工况内反应堆功率的良好控制。因此,本研究提出了一种反应堆功率的神经网络预测控制方法。本文以国际革新安全反应堆(IRIS)为研究对象,建立堆芯非线性模型,并基于MATLAB/Simulink构建反应堆功率的神经网络预测控制仿真平台。仿真结果表明,所设计的神经网络预测控制器可以实现堆芯入口温度扰动和变负荷工况下反应堆功率的良好控制。

关键词：小型压水堆反应堆功率控制神经网络预测控制

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核级石墨密封垫片压缩蠕变性能研究

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重庆理工大学学报（自然科学） 2022年第11期36卷 161-166页

作者：马俊宏沈火明刘娟王宇星傅孝龙西南交通大学力学与航空航天学院成都610031 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

密封垫片的压缩蠕变性能是影响密封系统安全性和可靠性的重要力学性能之一,为研究现代核电运行系统中核级石墨密封垫片的蠕变性能,基于垫片压缩蠕变模型试验以及数值模拟,对比分析了预紧应力、服役温度以及垫片径向尺寸等因素对压缩蠕... 详细信息

密封垫片的压缩蠕变性能是影响密封系统安全性和可靠性的重要力学性能之一,为研究现代核电运行系统中核级石墨密封垫片的蠕变性能,基于垫片压缩蠕变模型试验以及数值模拟,对比分析了预紧应力、服役温度以及垫片径向尺寸等因素对压缩蠕变性能的影响。试验结果表明:密封垫片存在一个使垫片金属环与法兰发生接触的门槛应力。在蠕变过程中,垫片压缩蠕变量随着环境温度的升高而增加,随着螺栓预紧应力的增大而增加,但垫片蠕变量受径向尺寸的影响较小。综合不同工况下垫片蠕变结果,发现其最大蠕变率为3.5%,远低于现行核电工程中对密封垫片蠕变性能的规范要求。研究表明:核级石墨密封垫片处于高温或高压环境下均具有较好的抗蠕变性能,可满足核电密封系统的可靠性要求。

关键词：核级石墨密封垫片蠕变性能试验有限元模拟

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核反应堆控制棒驱动机构状态检测技术研究

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自动化与仪器仪表 2025年第1期 16-18,23页

作者：王仁良孙培伟吴延群党丽君西安交通大学能源与动力工程学院西安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成都610213

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。... 详细信息

核反应堆控制棒驱动机构是核反应堆中的重要组成部分,其状态检测对于保障核反应堆的安全运行具有重要意义。主要介绍了核反应堆控制棒驱动机构的组成和工作原理,以及常用的状态检测方法,包括振动监测法、射线探测法和电信号分析法等。在此基础上,重点介绍了电感法状态检测原理和电感测量检测方法,并通过试验验证了该方法的可行性和准确性。

关键词：核反应堆控制棒驱动机构状态检测电感法

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超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

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核动力工程 2020年第4期41卷 45-49页

作者：姚磊夏榜样卢迪王连杰李翔王诗倩李庆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

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置"水棒"或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000... 详细信息

为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题,采用在燃料组件中设置"水棒"或者加入固体慢化剂的设计方法,同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案,导致燃料组件和堆芯结构复杂化,并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果,开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。

关键词：超临界水冷堆简化堆芯概念设计

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CNFM系统的核电站运行支持功能开发

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中国核电 2023年第1期16卷 142-145页

作者：谢运利刘琨陈长周代杰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

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在... 详细信息

基于堆内固定式探测器的在线监测系统CNFM已用于我国“华龙一号”等第三代核电站,可以在线连续对燃料棒线功率密度(LPD)和偏离泡核沸腾比(DNBR)进行监测和预警,提高了反应堆的运行安全。以往电站采用的是基于堆内可移动式探测器的LSS在线监测系统,基于此系统的一些堆芯分析方法不再适用,另外第三代核电站在堆芯分析及运行管理方面也提出了新的需求,为此CNFM系统开发了一些辅助运行支持功能,集成了电站以往需要独立开展的运行操作。由于实时和大量的实测数据支持,运行支持功能的计算方法相对传统的方法有所改进,部分功能弥补了传统电站不具备的计算能力。系统部分运行支持功能已应用于电站,后续将持续进行优化和推广,助力电站运行分析的智能化,提高运行的决策能力。

关键词：华龙一号在线监测核电站运行负荷跟踪反应性计划

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基于遗传算法的可燃毒物设计优化方法研究

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原子能科学技术 2021年第8期55卷 1456-1463页

作者：肖鹏王健刘仕倡李满仓周冰燕王连杰陈义学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 华北电力大学核科学与工程学院北京102206

可燃毒物可补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布,因此对堆芯燃料组件设计具有重要意义。目前传统的优化设计主要依靠设计者的主观经验及判断,复杂耗时,其设计效率及可靠性急待改进。本文将多目标并行遗传算法应用于压水堆组件毒物选型优... 详细信息

可燃毒物可补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布,因此对堆芯燃料组件设计具有重要意义。目前传统的优化设计主要依靠设计者的主观经验及判断,复杂耗时,其设计效率及可靠性急待改进。本文将多目标并行遗传算法应用于压水堆组件毒物选型优化,以反应性控制、功率分布和不同时期燃耗剩余等为目标,对可燃毒物材料类型、含可燃毒物燃料棒排列方式、毒物含量、轴向分层等决策变量进行优化,研究了遗传算法在燃料组件毒物多目标优化设计中的理论模型及实现方法。同时将遗传算法与蒙特卡罗粒子输运方法有机结合,应用到压水堆燃料组件设计中,得到了组件可燃毒物优化方案。针对二维和三维燃耗计算,分别筛选了13和40种优化方案。计算结果表明:Er_(2)O_(3)用作毒物的综合效果最好;Gd_(2)O_(3)、Eu_(2)O_(3)和Sm_(2)O_(3)的应用需结合堆芯方案开展进一步研究;HfO_(2)和Dy_(2)O_(3)不适合用作可燃毒物。该结果与通过人工搜索优化得到的结论基本一致。同时,三维轴向分层可为优化提供更多可选的材料种类方案,以部分毒物的分层布置方式可减小功率峰因子。本文研究为堆芯燃料/毒物设计提供了先进方法及工具。

关键词：可燃毒物多目标遗传算法蒙特卡罗

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