检索结果-内蒙古大学图书馆

仪器仪表用户 2023年第6期30卷 65-68页

作者：杨斌蒋维常泽海西安交通大学核科学与技术学院西安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

在核安全级(1E)仪控应用中,基于处理器的应用绝大部分使用C语言来实现。针对C语言存在弱内存管理、弱数据类型、易于出错的指针控制等天然语言缺陷,提出了更安全的Rust编程语言在核电仪控中应用可能性的探讨。首先分析了C语言固有特性... 详细信息

在核安全级(1E)仪控应用中,基于处理器的应用绝大部分使用C语言来实现。针对C语言存在弱内存管理、弱数据类型、易于出错的指针控制等天然语言缺陷,提出了更安全的Rust编程语言在核电仪控中应用可能性的探讨。首先分析了C语言固有特性的安全缺陷和Rust语言的安全优势,其次结合核电行业安全软件关键需求探讨了Rust语言的切实应用场景,并阐述了Rust语言应用于核电仪控面临着极大的挑战。最后,为推动核电仪控领域应用更安全的编程语言,提出了积极的展望。

关键词：核电安全仪控软件 Rust语言

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模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

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科技视界 2015年第20期 5-6,100页

作者：毛辉辉陈树邓坚向清安肖红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 环境保护部核与辐射安全中心中国北京100082

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程... 详细信息

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。

关键词： PCIS 堆芯冷却 MELCOR程序

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起伏条件下两相自然循环特性研究

起伏条件下两相自然循环特性研究

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：宫厚军杨星团黄彦平姜胜耀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清华大学核能与新能源技术研究院先进反应堆工程与安全教育部重点实验室

本文应用自主开发的PNCMC程序,针对简单回路开展了起伏运动条件下的两相自然循环计算,研究发现起伏运动改变了非惯性系中流体受到的体积力,驱动压头大小交替变化,造成了加热段的质量流量围绕起始稳态值近似正弦振荡,振荡周期与起伏周期... 详细信息

本文应用自主开发的PNCMC程序,针对简单回路开展了起伏运动条件下的两相自然循环计算,研究发现起伏运动改变了非惯性系中流体受到的体积力,驱动压头大小交替变化,造成了加热段的质量流量围绕起始稳态值近似正弦振荡,振荡周期与起伏周期相同。起伏运动下,两相自然循环存在着驱动压头、流量、空泡份额、流动阻力之间的复杂反馈关系,造成了关系链中的各参数的非线性响应。对于复杂的非线性两相自然循环系统,在外部的正弦激励下,流量振荡会偏离正弦波。

关键词：压水反应堆起伏运动自然循环

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基于核反应堆功率调节系统先进控制策略研究

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科技视界 2023年第35期13卷 70-73页

作者：刘卢果辛素芳梁禹李翔宇刘余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 中国核动力研究设计院四川成都610213

功率调节系统是核反应堆的重要控制系统之一,对保证反应堆核安全和稳定运行起着极其重要的作用。因此,反应堆功率控制器需要具有较快的响应速度以及较小的参数超调量。对于核反应堆这样高复杂度、时变非线性的对象,现有功率调节系统的PI... 详细信息

功率调节系统是核反应堆的重要控制系统之一,对保证反应堆核安全和稳定运行起着极其重要的作用。因此,反应堆功率控制器需要具有较快的响应速度以及较小的参数超调量。对于核反应堆这样高复杂度、时变非线性的对象,现有功率调节系统的PID反馈方法难以取得优良的控制效果,需要更多先进控制策略来实现瞬态运行过程中系统参数的低超调以及较高的负荷跟踪能力。文章研究了国内外具有较强应用经验的先进控制策略,应用于核反应堆系统中均可以一定程度上优化其控制性能,后续可以根据实际模型选择相应的控制策略,实现核功率等参数的精准控制。

关键词：功率调节系统先进控制策略低超调量

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核级多级离心泵间隙流动分析

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中国核电 2020年第4期13卷 456-460页

作者：蒋鸿周婧刘向红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 中国核动力研究设计院四川成都610213

以典型核动力装置用多级离心泵中前腔和后腔为研究对象,采用CFD方法分析了前腔和后腔内的流动情况。分析中考虑了不同的间隙进口周向速度、间隙宽度对容积损失的影响,以及上述因素与泵内圆盘摩擦损失的关系,并对前腔流动情况和后腔流动... 详细信息

以典型核动力装置用多级离心泵中前腔和后腔为研究对象,采用CFD方法分析了前腔和后腔内的流动情况。分析中考虑了不同的间隙进口周向速度、间隙宽度对容积损失的影响,以及上述因素与泵内圆盘摩擦损失的关系,并对前腔流动情况和后腔流动情况进行对比计算,分析其不同流动特性产生的原因。分析结果显示:前腔中能量损失随相关参数变化较为复杂,需根据实际情况综合考虑;后腔中的摩擦损失比前腔更大,设计时应采取措施减小后腔位置的流动损失;应注意调整轴套间隙的宽度以减小后腔的摩擦损失,而口环间隙的宽度选择应综合考虑前腔的圆盘摩擦损失和容积损失。

关键词：核级泵间隙流动 CFD

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一种CANbus动态优先级策略的研究与仿真

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南华大学学报（自然科学版） 2015年第2期29卷 97-101,107页

作者：袁熹刘朝晖吴志强韩文兴南华大学计算机科学与技术学院湖南衡阳421000 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

在通信确定性要求相对较高的系统中,若采用静态优先级调度策略,优先级低的节点可能长时间竞争不到总线,从而导致信息得不到发送.为了克服静态优先级的这种缺陷,可以提出一种新的动态优先级调度策略:以固定的周期遍历每个节点,并根据每... 详细信息

在通信确定性要求相对较高的系统中,若采用静态优先级调度策略,优先级低的节点可能长时间竞争不到总线,从而导致信息得不到发送.为了克服静态优先级的这种缺陷,可以提出一种新的动态优先级调度策略:以固定的周期遍历每个节点,并根据每个节点获得总线仲裁的频率来动态调整优先级.与此同时,每个节点调度的预值区间和阀值可根据需要灵活设定.通过Matlab对原始CANbus的静态优先级调度策略和本动态调度策略进行仿真对比研究,本策略的可行性即可获得验证.通信的确定性亦可得到保证.

关键词：优先级 CAN总线调度策略仿真

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CENTER高通量工程试验堆保护系统设计

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科技视界 2018年第33期 21-24,18页

作者：何正熙刘宏春肖鹏王明星徐建华王远兵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 国防科工局核技术支持中心中国北京100080

中国工程试验堆(CENTER)是一种高性能、多用途、高安全性的高通量工程试验堆。随着数字化技术(DCS)在核电厂的广泛应用以及提升CENTER工程仪控系统可靠性、可维护性等方面的需要,基于中国核动力研究设计院自主研发的安全级DCS "龙... 详细信息

中国工程试验堆(CENTER)是一种高性能、多用途、高安全性的高通量工程试验堆。随着数字化技术(DCS)在核电厂的广泛应用以及提升CENTER工程仪控系统可靠性、可维护性等方面的需要,基于中国核动力研究设计院自主研发的安全级DCS "龙鳞"平台(NASPIC), CENTER工程首次在国内试验堆中采用了先进的数字化技术实现了反应堆保护系统的设计。本文重点描述了保护系统的结构和工作原理,为其他试验堆建设提供参考。

关键词： CENTER高通量工程试验堆保护系统 DCS

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阿仑纽斯公式在核电厂电仪设备时限老化分析中的研究与应用

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仪器仪表用户 2021年第11期28卷 54-56,75页

作者：刘华游洲刘亚男刘飞洋王伟黄国玉欧阳宏志邱蕾王新林南华大学电气工程学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

依托阿伦纽斯公式进行等效老化,可以作为工程上加速老化的理论基础,并应用到下面场景:在给定试验温度和试验周期的情况下,计算实际(或预期)工作环境温度下的寿命;估计已知的历史环境温度和保守的预期未来环境温度下的剩余寿命。分析了... 详细信息

依托阿伦纽斯公式进行等效老化,可以作为工程上加速老化的理论基础,并应用到下面场景:在给定试验温度和试验周期的情况下,计算实际(或预期)工作环境温度下的寿命;估计已知的历史环境温度和保守的预期未来环境温度下的剩余寿命。分析了阿伦纽斯热老化模型有前提条件、敏感性和局限性,对其可能的局限性以及修正方案给出了说明。通过研究阿伦纽斯公式,将其应用在核电厂电仪设备时限老化分析中的热老化分析,并给出比10℃经验方法更科学的论证。

关键词：阿仑纽斯公式电仪设备热老化时限老化分析

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电仪设备EQML的筛选方法研究

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仪器仪表用户 2021年第12期28卷 46-49页

作者：刘华游洲刘亚男刘飞洋王伟欧阳宏志王新林南华大学电气工程学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610041

为了保证核电延寿运行时的仪控设备可靠性,必须在执照更新中选取对核电厂安全运行有影响的电仪设备,形成环境鉴定电仪设备清单。通过调研电仪设备的宏观范围、筛选的意义和工程背景,开展筛选方法的研究;探讨EQML筛选过程的考虑因素,即... 详细信息

为了保证核电延寿运行时的仪控设备可靠性,必须在执照更新中选取对核电厂安全运行有影响的电仪设备,形成环境鉴定电仪设备清单。通过调研电仪设备的宏观范围、筛选的意义和工程背景,开展筛选方法的研究;探讨EQML筛选过程的考虑因素,即最优筛选、筛选数量、粒度和筛选时间;最后,给出适合国内核电厂的EQML筛选应用实践。研究认为,系统级预期功能筛选作为国家核电厂许可证更新工作中的电仪设备筛选方法,具有可操作性强的优点,同时具备时间和效率优势。电仪设备EQML筛选方法研究,从理论角度为运行核电厂的许可证延续提供方法支撑,助力国内运行核电厂的延寿实践。

关键词：电仪设备设备鉴定物项清单筛选方法时限老化分析

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敏捷管理在玲龙一号核电项目管理中的探索

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科技视界 2021年第23期 182-184页

作者：魏学栋宋丹戎邓红梅秦忠吴菱艳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 中科曙光产业信息有限公司四川成都610041

近年来小型压水堆是国际上核能项目研发的重点。中核集团自主研发的玲龙一号(ACP100)模块式小型堆是其中的代表,目前正在进行施工设计。如何做好玲龙一号(ACP100)小堆示范工程的项目管理,保障项目设计进度和工程进度有序推进,是一个难... 详细信息

近年来小型压水堆是国际上核能项目研发的重点。中核集团自主研发的玲龙一号(ACP100)模块式小型堆是其中的代表,目前正在进行施工设计。如何做好玲龙一号(ACP100)小堆示范工程的项目管理,保障项目设计进度和工程进度有序推进,是一个难点。文章从进度和资源管理、需求和接口管理、风险管理、评审管理、成立领导小组、专职项目部、协同运用信息化手段等方面着手考虑,将敏捷管理在玲龙一号(ACP100)小堆示范工程的项目管理中进行适用性探索。

关键词：玲龙一号项目管理敏捷管理

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