检索结果-内蒙古大学图书馆

环境科学与管理 2019年第12期44卷 5-9页

作者：张倬李健叶奇李方立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

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等... 详细信息

为确保项目目标实现,在总结核动力工程特点和科研院所一般设计流程的基础上,根据项目策划的定义、内容及特点,结合行业特殊性,针对管理与技术相互交织影响的实际,按设计过程阶段,对核动力工程设计项目策划所包括的管理要素和技术要素等进行分析。在此基础上,从理论和实践层面,就如何有效开展和实施核动力工程项目策划进行了探讨。从项目目标、整体管理、信息沟通等方面,针对性提出了管理对策措施的建议,以期优化改进项目策划工作,持续提高项目管理水平。

关键词：核动力工程设计项目策划要素分析

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大亚湾核电站第十循环堆芯换料设计

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中国核科技报告 2004年第1期 203-209页

作者：李冬生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成都 610041

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍... 详细信息

大亚湾核电站第十循环堆芯是自提高燃料组件富集度后实现18个月燃料循环的第二个循环堆芯。堆芯换料设计采用SCIENCE核程序包进行计算,辅以HADESⅡ处理程序,自动生成一维模型和综合法程序输入数据,并且自动生成换料设计报告。报告介绍了堆芯换料设计须提交给核电站的设计文件和所用的计算机软件,并对启动物理试验实测值与设计预计值进行了比较分析。

关键词：压水堆核电站换料设计燃料管理安全评价启动物理试验

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CNP1500核电站堆芯燃料管理研究

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中国核科技报告 2005年第1期 164-173页

作者：李冬生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成都610041

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470... 详细信息

CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直径为347.0 cm。反应堆热功率输出为4 250 MW,平均线功率密度为179.5 W/cm。平衡循环堆芯的循环长度为470有效满功率天,各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值;各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子FΔH都低于限值;最大卸料组件燃耗小于55 000 MW.d/tU;各循环寿期末停堆裕量满足设计准则;低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。叙述了CNP1500核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

关键词：燃料管理慢化剂温度系数功率分布停堆裕量

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一种基于系统功能模型的核电厂报警分析方法

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仪器仪表用户 2019年第10期26卷 73-77页

作者：李伟青先国王官勇唐涛黄奇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

由异常工况引发的雪崩式报警是困扰核电厂主控制室操纵员的一个主要问题。本文提出了一种基于多层流模型的系统功能建模方法,用于进行智能化报警分析。该方法利用报警传播对未被传感器测量的功能状态进行预测,并以此为基础进行报警分类... 详细信息

由异常工况引发的雪崩式报警是困扰核电厂主控制室操纵员的一个主要问题。本文提出了一种基于多层流模型的系统功能建模方法,用于进行智能化报警分析。该方法利用报警传播对未被传感器测量的功能状态进行预测,并以此为基础进行报警分类,从大量报警事件中识别结果性报警。结果性报警可以根据报警的优先级和重要性进行抑制,从而有效减少最终提示给操纵员的报警数量。

关键词：报警系统过程建模因果分析核电厂

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大型核电结构焊接残余应力高效数值计算

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电焊机 2019年第4期49卷 91-101页

作者：杨立才邱天张亚斌陈海波王昫心吴昊唐源中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610213

提出采用模拟件-产品件有限元数值计算方法进行大型结构多道焊接残余应力的高效三维数值计算。首先进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,然后针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法,并开... 详细信息

提出采用模拟件-产品件有限元数值计算方法进行大型结构多道焊接残余应力的高效三维数值计算。首先进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,然后针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法,并开展一系列的优化和高效计算,如焊道简化等,最后将优化算法和模型应用于产品件的数值计算上。实现了包含两非中心孔位置J型焊缝的压力容器顶盖产品件焊接残余应力高效计算,并研究了两J型焊缝间的应力叠加效应。结果表明:模拟件-产品件的研究方法可应用于核电大型焊接结构的残余应力高效数值分析,计算结果说明控制杆驱动结构管座焊缝之间的应力叠加效果不明显。

关键词：焊接残余应力数值计算模拟件产品件

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影响快响应电阻温度计响应时间的关键因素分析

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自动化仪表 2019年第6期40卷 122-126页

作者：陈静何正熙陈柯朱加良何鹏徐涛李红霞李小芬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

响应时间是快响应电阻温度计的一个关键指标。电阻温度计的结构和材料均会影响响应时间。通过对电阻温度计热传导瞬态过程的分析,开展电阻温度计响应时间关键因素研究,研究了热电阻温度计的材质、结构及尺寸等因素对热传导瞬态过程的影... 详细信息

响应时间是快响应电阻温度计的一个关键指标。电阻温度计的结构和材料均会影响响应时间。通过对电阻温度计热传导瞬态过程的分析,开展电阻温度计响应时间关键因素研究,研究了热电阻温度计的材质、结构及尺寸等因素对热传导瞬态过程的影响规律,以掌握影响电阻温度计响应时间的关键参数,为后续确定电阻温度计及其套管结构提供理论依据。该研究可用于指导电阻温度计及其套管的材料选择和结构、尺寸设计,提高电阻温度计的响应时间。

关键词：电阻温度计温度响应响应时间关键因素物理模型数学模型

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光纤传感技术在核电厂的应用研究

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自动化仪表 2019年第6期40卷 132-136页

作者：向美琼刘艳阳青先国吴茜王雪梅邓志光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

对光纤传感技术的优势、原理、分类、发展趋势、已有应用作了分析。光纤传感器具有抗电磁干扰、耐事故能力强、小型化、精度高等优点,已应用于各行各业,但在核领域还没有应用。国外对光纤传感器在核电厂的应用研究起步早,得出了很多重... 详细信息

对光纤传感技术的优势、原理、分类、发展趋势、已有应用作了分析。光纤传感器具有抗电磁干扰、耐事故能力强、小型化、精度高等优点,已应用于各行各业,但在核领域还没有应用。国外对光纤传感器在核电厂的应用研究起步早,得出了很多重要结论;而国内研究晚,研究内容少。结合核电厂的过程参数测量需求与光纤传感器的优势,拟出了光纤传感器在核电厂的应用路线,提出了采用光纤传感器对堆芯温度、中子通量、一回路温度、压力、流量、液位、管道泄漏和安全壳温度、压力、辐射、湿度、氢气浓度等参数进行测量的全光系统解决方案。分析了限制光纤传感器在核电厂应用的最大因素,即光纤的辐照损伤效应。提出了几点辐照加固措施,为后期研究光纤传感器在核电厂的应用提供了思路。

关键词：光纤传感器全光系统本质安全核电厂过程测量辐照损伤辐照加固

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秦山核电厂应急行动水平研究

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中国核科技报告 2005年第1期 182-191页

作者：杨洪润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成都610041

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动... 详细信息

介绍了核电厂应急行动水平研究的目的、国内外相关技术的发展和现状,并以秦山核电厂为例,对应急行动水平研究的技术方案以及必须考虑的问题进行了较为详细的讨论,其中包括方法体系的选用、制定应急行动水平的原则、初始条件和应急行动水平的确定、应急行动水平的表达方式(矩阵表和主控室应急状态分级逻辑图)、与应急操作规程(EOP)和关键安全功能状态树(CSFST)的结合等。

关键词：秦山核电厂应急状态分级应急行动水平

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功率调节开关柜电磁兼容问题分析与研究

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电子世界 2014年第8期 53-55页

作者：刘堂胜王劲松李洪伟何亮谢峰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

功率调节开关柜电磁屏蔽连续性难以保证,同时由于采用了晶闸管调功器、开关电源、可编程控制器等部件,其电磁兼容问题非常复杂。本文进行了一系列原理及工艺方面的分析研究,提出一系列原理方法及工艺措施,优化了设备的电磁兼容性能。

关键词：开关柜电磁兼容传导发射辐射发射抗干扰

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核级主设备焊接技术探讨及展望

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电焊机 2020年第9期50卷 194-201页

作者：罗英郑浩邱天黄炳炎董元元邱阳余志伟中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室四川成都610213

核级主设备在役期间长期承受高温、高压、中子辐照等作用,其质量和安全性要求极高。焊接作为主设备制造和安装过程中的基本手段,对主设备的质量和安全性影响极大。简要探讨我国核电主设备的焊缝类型、方法、焊材及存在的问题;对焊接的... 详细信息

核级主设备在役期间长期承受高温、高压、中子辐照等作用,其质量和安全性要求极高。焊接作为主设备制造和安装过程中的基本手段,对主设备的质量和安全性影响极大。简要探讨我国核电主设备的焊缝类型、方法、焊材及存在的问题;对焊接的几大难点——镍基合金焊接、核级焊材国产化、钴基合金堆焊进行原因分析,提出了解决思路。对核级主设备焊接技术的发展方向进行简要的总结和展望,提出数值模拟仿真、焊接数字化建设、增材制造技术、先进焊接方法应用和智能化焊接应是未来的主要发展方向。

关键词：核级主设备焊接材料增材制造数字化智能化

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