检索结果-内蒙古大学图书馆

科技视界 2022年第12期 30-36页

作者：沈云海谭术洋周宁吴广皓王保平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

高温介质条件下电动闸阀的电动装置,承受来自流体的热传导作用,同时受到电机回转自身产生的热作用,容易出现超温而导致电动装置故障。文章通过有限元仿真模拟分析,计算出了在所需运行工况下电动闸阀电动装置将达到的运行环境温度,验证... 详细信息

高温介质条件下电动闸阀的电动装置,承受来自流体的热传导作用,同时受到电机回转自身产生的热作用,容易出现超温而导致电动装置故障。文章通过有限元仿真模拟分析,计算出了在所需运行工况下电动闸阀电动装置将达到的运行环境温度,验证了其电动装置在温度参数选型的合理性,确保了电动闸阀在所需工况下能正常运行。

关键词：电动闸阀温度场有限元仿真分析

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三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制

三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制

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作者：陈宇朱加良徐涛浙江伦特机电有限公司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

反应堆主冷却剂温度反映了堆芯功率和冷却状态，用于堆芯保护、功率控制等重要功能，直接影响核电厂的安全性和经济性，是十分重要的安全关键参数。三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量，主管道直接测温面临高温、高... 详细信息

标准号: 2300120012

反应堆主冷却剂温度反映了堆芯功率和冷却状态，用于堆芯保护、功率控制等重要功能，直接影响核电厂的安全性和经济性，是十分重要的安全关键参数。三代核电反应堆主冷却剂温度采用主管道直接测温进行测量，主管道直接测温面临高温、高压、高辐照、强冲刷、振动等恶劣环境条件下复杂温度场长期稳定测量的重大技术难题，仅美国、法国等少数国家掌握了主管道直接测温技术。为满足中国核电建设需要及核电出口的需求，主管道直接测温技术必须完全立足国内自主研发，解决上述重大技术难题。在中核集团重点科技专项支持下，中国核动力研究设计院和浙江伦特机电有限公司共同开展了“三代核电主管道直接测温技术及关键设备研制”项目，取得主管道直接测温关键技术的重大突破，研发综合性能优良的反应堆主冷却剂温度测量系统并实现自主供货。项目负责人为中国核动力研究设计院设计研究所四室主任何正熙和浙江伦特机电有限公司总经理吴方亮，在他们的共同领导下，项目研发团队通力协作，确保项目研发顺利完成。2020年10月，项目科技成果经专家鉴定，总体技术达到国内领先、国际先进水平，解决了出口受限难题，具有良好的社会效益和经济效益。同时，成果获得2021年度中国仪器仪表学会科技进步奖二等奖。从2012年至2017年，团队历经5年产学研攻关，在基础理论、计算方法、结构设计和制造工艺等方面取得重大创新，针对主管道热段冷却剂流体热分层的问题，通过流场理论分析揭示流体分层规律，构建温度测量拓扑结构，设计多通道混流装置，提出多点融合测量和基于平均温度偏置的容错算法，将热段分层影响降低一个数量级，控制到1 ℃左右，达到国际先进水平。针对主管道直接测温用快响应温度计强度和快速响应矛盾的问题，开展流固热强耦合场温度快响应技术研究，提出基于有限元法的强度传热迭代设计方法，研发适用于高温高压高流速冷却剂的双冗余快响应温度测量技术，温度测量响应时间优于3.5 s，在当前国际水平4 s的基础上提升了0.5 s，处于国际领先水平。

关键词：核电厂安全反应堆主冷却剂结构设计

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基于MBSE的核安全级DCS系统设计研究

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质量与可靠性 2022年第4期 59-66页

作者：彭浩张旭郭兴坤胡清仁武有光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

以核安全级分散控制系统(Distribute Control System,DCS)为代表的核电厂仪控设备具有系统架构复杂、实现功能多、可靠性要求高的特点。利用基于模型的系统工程(Model-Based Systems Enginerring,MBSE)的方法,从需求分析、架构设计、详... 详细信息

以核安全级分散控制系统(Distribute Control System,DCS)为代表的核电厂仪控设备具有系统架构复杂、实现功能多、可靠性要求高的特点。利用基于模型的系统工程(Model-Based Systems Enginerring,MBSE)的方法,从需求分析、架构设计、详细设计、系统确认等阶段,使用系统建模语言(Systems Modeling Language,SysML)模型重构核安全级DCS架构及所实现功能的模型。通过将SysML建模软件Rhapsody与其他工业设计软件结合,构建完整流程的自动化设计体系,提高了设计效率和准确率。

关键词： MBSE 核安全级DCS 系统设计

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应用于我国先进核电厂场外应急的概率论通用准则研究

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核标准计量与质量 2022年第2期 2-9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四川成都610213

二级概率论安全分析(PSA)的结果应作为核电厂场外应急规定的技术输入,但我国还未对其验收准则做出明确要求。通过对美国、法国、加拿大、芬兰和俄罗斯5个国家二级概率论安全准则(PSC)制定目的、设定度量、放射性物质特定释放指定方式和... 详细信息

二级概率论安全分析(PSA)的结果应作为核电厂场外应急规定的技术输入,但我国还未对其验收准则做出明确要求。通过对美国、法国、加拿大、芬兰和俄罗斯5个国家二级概率论安全准则(PSC)制定目的、设定度量、放射性物质特定释放指定方式和数值的对比分析,按照国际原子能机构(IAEA)核电厂安全评价与验证的有关规定,提出了应用于我国先进核电厂场外应急的概率论通用准则(PGC),作为通过二级PSA论证取消或简化场外应急安排正当性的验收准则。

关键词：应急安排概率论安全准则通用准则概率论应急计划区防护行动

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考虑控制棒燃耗效应的微观燃耗方法研究

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科技视界 2024年第11期14卷 46-50页

作者：杨杰伟李云召刘勇肖鹏王帅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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

控制棒长期处于堆芯内参与反应性控制需要考虑其燃耗效应,文章基于组件均匀化的两步法计算框架,通过分材料区的均匀化及燃耗模型计算获得燃料区和控制棒区的均匀化少群微观截面和核数密度,在堆芯层面独立地求解两区的燃耗方程,提出可考... 详细信息

控制棒长期处于堆芯内参与反应性控制需要考虑其燃耗效应,文章基于组件均匀化的两步法计算框架,通过分材料区的均匀化及燃耗模型计算获得燃料区和控制棒区的均匀化少群微观截面和核数密度,在堆芯层面独立地求解两区的燃耗方程,提出可考虑控制棒燃耗效应的微观燃耗方法。针对3×3栅元问题对改进的微观燃耗方法开展验证。数值结果表明,考虑控制棒燃耗效应的微观燃耗方法可模拟控制棒燃耗与移动效应,但对于复杂的控制棒移动下燃耗过程,需要精确的控制棒微观截面计算才能获得较高的计算精度。

关键词：微观燃耗方法控制棒燃耗分材料区均匀化分材料区燃耗

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锆合金包壳脆化失效准则现状研究

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科技视界 2022年第9期 5-10页

作者：罗跃建钱立波许幼幼孙洪平张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四川成都610213

在失水事故高温条件下,将发生水蒸气与锆合金的氧化反应,所形成的氧化层中的氧原子向锆合金内部扩散,将导致锆包壳内部金属层塑性降低,脆性增强,达到一定程度后将引起包壳失效,堆芯几何丧失、裂变产物释放等严重事故。自20世纪60年代,Wi... 详细信息

在失水事故高温条件下,将发生水蒸气与锆合金的氧化反应,所形成的氧化层中的氧原子向锆合金内部扩散,将导致锆包壳内部金属层塑性降低,脆性增强,达到一定程度后将引起包壳失效,堆芯几何丧失、裂变产物释放等严重事故。自20世纪60年代,Wilson和Barnes首次发现包壳高温氧化下的脆化失效以来,科研工作者进行了大量的脆化失效试验研究。文章在此基础上,完成了包壳脆化失效现状分析,包括包壳脆化机理、Zr-Sn系包壳脆化失效、Zr-Nb系包壳脆化失效、近期高燃耗下包壳脆化失效、近期包壳脆化失效准则合理建议等几个主要部分,可以为新型包壳脆化失效准则制定提供参考。

关键词：锆包壳高温氧化脆化失效准则

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干涸型临界热流密度机理模型开发与科学验证

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科技视界 2022年第33期 74-79页

作者：宋功乐王啸宇邓坚秦豪梁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

文章开发了一种干涸型临界热流密度机理模型,以亥姆霍兹相界面稳定性作为Dryout型CHF发生的判据,并以此推导出了CHF发生时的汽相速度表达式。根据液膜厚度求得的CHF值应与根据亥姆霍兹临界稳定时求得的CHF值相同,因此引入了液膜厚度计... 详细信息

文章开发了一种干涸型临界热流密度机理模型,以亥姆霍兹相界面稳定性作为Dryout型CHF发生的判据,并以此推导出了CHF发生时的汽相速度表达式。根据液膜厚度求得的CHF值应与根据亥姆霍兹临界稳定时求得的CHF值相同,因此引入了液膜厚度计算的经验关系式,并以此与亥姆霍兹临界稳定时对应的汽相速度进行迭代计算获得收敛的CHF值。该模型计算速度快,且通过改变液膜计算公式及触发Dryout现象时的汽相速度表达式,可应用于不同的研究对象和工况范围,可移植性较强。通过与文献中已有实验数据对比验证,该模型在宽参数范围内的平均误差为30%,充分证明了该模型的正确性。

关键词： Dryout CHF 亥姆霍兹不稳定性机理模型

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基于物理指引和数据增强的反应堆物理运行数字孪生研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 48-53页

作者：龚禾林陈长李庆程思博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 帝国理工学院计算机系数据科学研究所英国伦敦SW72AZ

为了快速精准地在线计算和预测核反应堆运行行为,提出一种基于物理指引和数据增强的反应堆物理运行数字孪生,以实现堆芯快、热群中子通量分布、功率分布等物理场的快速和精确计算。基于模型降阶技术和机器学习构建中子物理快速计算模型... 详细信息

为了快速精准地在线计算和预测核反应堆运行行为,提出一种基于物理指引和数据增强的反应堆物理运行数字孪生,以实现堆芯快、热群中子通量分布、功率分布等物理场的快速和精确计算。基于模型降阶技术和机器学习构建中子物理快速计算模型,实现物理指引;基于快速计算模型构建反问题模型,实现数据驱动。通过“华龙一号”反应堆设计运行数据测试表明:数字孪生在时间和精度方面均满足工程要求,具备在线监测工程应用的潜力。

关键词：数字孪生模型降阶机器学习本征正交分解(POD) 核反应堆物理

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主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用

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核动力工程 2020年第2期41卷 45-48页

作者：虞晓欢杜娟邵雪娇杨宇刘贞谷田俊杨灵芳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 中国核动力研究设计院成都610213

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量... 详细信息

反应堆压力容器的压力-温度限值曲线(P-T限值曲线)方法是确保压力容器完整性的重要方法,在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-RTNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值(KIc)绘制P-T曲线,这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度(RTNDT),且过于保守。本文针对某核电厂压力容器,利用现有的辐照监督管数据估计50a延寿期末主曲线参考温度RTT0,并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法,计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比,利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口,能够提高设备的经济性。

关键词：主曲线方法压力容器老化辐照

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便携式核测量信号发生器的设计

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科技视界 2024年第24期14卷 121-123页

作者：刘轶高志宇海装北京局驻北京地区第六军事代表室北京100076 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

针对核测量系统现场试验的需求,识别出核测量信号具有幅度微弱、测量范围宽等特性,设计了一台便携式的核测量信号发生器。该信号发生器以微控制器为控制核心,采用可编程逻辑器件实现脉冲信号输出,采用信号类型转换电路将电压信号转换为... 详细信息

针对核测量系统现场试验的需求,识别出核测量信号具有幅度微弱、测量范围宽等特性,设计了一台便携式的核测量信号发生器。该信号发生器以微控制器为控制核心,采用可编程逻辑器件实现脉冲信号输出,采用信号类型转换电路将电压信号转换为微弱电流信号,实现核测量信号输出。经过测试,该信号发生器输出脉冲信号精度优于0.001%,电流信号精度优于0.3%,满足核测量系统现场试验需求。

关键词：核测量信号发生器弱脉冲弱电流

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