搜索结果: 1-15 共查到“知识库 核动力工程技术”相关记录317条 . 查询时间(4.694 秒)
核电厂主变压器多起损毁事故表明主变压器故障诊断准确性和时效性较差。对核电厂主变压器故障诊断技术现状进行了分析，结果表明核电厂主变压器故障诊断工作流程过于简单，故障在线诊断系统的信息化水平较低。对电力变压器故障诊断的方法与应对策略进行了研究。设计了一种融合了成熟的电力变压器故障诊断技术的核电厂主变压器故障诊断工作流程。给出了基于数字化分布式控制系统改进核电厂主变压器故障在线诊断系统功能，以及提高系统...
核电常规岛设计项目成品设计计划管理系统研究与实践（图）
核电常规岛 设计计划 管理效率
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2023/4/20
本文以东北院核电常规岛设计工作中的成品设计计划编制工作为出发点，针对此项工作复杂繁琐，多设备厂家、多岗位、多专业协同工作难以监控，手工编制计划准确率低的现状，进行了深入的研究与探讨，决定在原有的核电常规岛设计项目管理系统上，进行功能扩充，设计并开发成品设计计划管理软件。通过软件的运用，实现了成品设计计划所必需的设备外部接口资料、专业内部互提资料及必要的设计周期等全部要素在逻辑关系上的清晰关联。极大...
核反应堆生产的放射性核素原理与发展现状（图）
核反应堆 放射性核素 原理 发展现状
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2023/3/8
核反应堆是核电站的心脏，它的工作原理是原子由、原子核 、与核外 、电子、 组成。当铀-235 的原子核受到外来中子轰击时，一个原子核会吸收一个中子分裂成两个质量较小的原子核，同时放出2-3个中子。这裂变产生的中子又去轰击另外的铀-235原子核，就会引起新的裂变。
大晶粒UO2芯块及包壳涂层对燃料棒设计准则的影响分析
耐事故燃料 设计准则 燃料棒 锆包壳涂层
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2022/3/16
大晶粒UO2芯块及锆合金包壳涂层是耐事故燃料（AccidentTolerantFuel，ATF）中最接近实用化的燃料芯块和包壳材料方案，有望在未来几年实现商用。然而，现有商业压水堆的燃料棒设计准则都是针对使用传统UO2芯块和锆合金包壳的材料特性及应用经验而制定，如果组成材料特性发生变更则有必要在相应研究的基础上重新考察设计准则的可用性。本文根据现有大晶粒UO2芯块、锆合金包壳涂层的材料特性研究数据...
小型氦氙冷却反应堆关键参数初步研究
氦氙冷却反应堆 热力系统 关键参数
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2022/3/31
使用氦氙混合气体作为冷却剂结合布雷顿热电转换系统的快中子增殖堆是未来空间核动力的发展趋势。为了提高系统效率、减小系统质量，许多学者开展了空间反应堆参数设计研究，但少有涉及氦氙冷却反应堆。本文的研究内容是小型氦氙冷却反应堆关键参数的设计。通过Fortran95语言编程构建单通道、一次表面回热器等部件模型，建立热力系统程序。采用淹没次临界反应堆基本参数进行程序验证，并通过单个参数的敏感性分析来确定关键...
开展动态故障树（DynamicFaultTree，DFT）在反应堆保护系统（ReactorProtectionSystem，RPS）可靠性评估中的应用研究，建立RPS动态故障树模型，采用动态二叉树法对RPS失效概率进行定量分析，使用拉丁超立方抽样对RPS失效概率的不确定性进行数值仿真，获得RPS置信度为95%的失效概率区间及各部件的敏感度，并在相同条件下与传统静态故障树方法进行对比。案例分析结果表...
核电站主控室内漏率试验案例研究
主控室 内漏率 恒量注入法
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2022/3/31
本文主要论述了衡量注入法在国内核电站主控室内漏率试验中的应用,通过对主控室内漏率的计算原理、注入速率和平衡判断的研究,选定了合适的示踪气体、注入点和注入速率进行了试验,并对影响试验的关键因素进行了研究,解决了设计和建筑安装中存在的问题。此试验方法重现性良好,可以在核电站范围内进行推广。
核电厂辐射控制区不同进出模式运行成本分析
核电厂控制区 进出模式 清洁控制区模式
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2022/3/30
本文从核电厂控制区两种进出模式在防护用品的使用量、清洗防护用品的废液产生量以及固废产生量方面对日常运行期间和大修期间进行了运行成本分析。分析可知,采用清洁控制区模式控制区进出模式无论在日常运行期间还是大修期间,其运行成本均低于传统“七件套”模式。尤其是日常运行期间,清洁控制区模式的运行成本仅占“七件套”模式的约三分之一。
在核电站事故工况下，需要对高温、高湿、高气压的安全壳内环境进行辐射监测。研制了一种可用于反应堆安全壳内高温高压环境下的超高量程γ辐射剂量率在线监测仪，包括该监测仪整体布局设计、电离室探测器的结构设计与耐压性能的计算验证、以及基于电流-电压-频率变换的宽量程弱电流测量电路的设计。该监测仪适用于安全壳内的电离室探测器可承受200℃高温、0.7MPa高压的冷却剂丧失事故（LoseofCoolantAcc...
数字化核电厂班组情景意识可靠性评价方法
班组情景意识 人因可靠性分析 贝叶斯网络 数字化核电厂
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2021/2/26
班组情景意识(TSA)水平是影响班组可靠性的重要原因。为更客观地定量评价数字化核电厂TSA水平，通过定性分析和专家组讨论构建TSA因果概念模型，发展基于贝叶斯网络的TSA可靠性评价方法。该评价方法不仅考虑了行为形成因子(PSF)的相对权重，且发展了分别用于确定中间变量和二值变量条件概率的方法，使获得的概率数据更为客观合理。通过案例分析说明该方法的具体应用。结果表明，该方法不仅能很好地模拟PSF与T...
Mode-C运行与控制模式设计技术研究
压水堆 运行与控制模式 Mode-C 负荷跟踪
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2021/2/26
本文基于运行与控制模式设计，结合核电厂的运行需求，针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点，首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计、核电厂运行范围设计等设计步骤，研究Mode-C运行与控制模式的设计技术。结果表明：采用Mode-C模式的压水堆核电厂能根据负荷变化需求选择执行单变量自动控制模式或双变量自动控...
在总结前人钨中空位及其团簇的能量学和动力学行为的研究成果基础上，采用第一性原理方法系统计算了钨中空位及其团簇的结合能和扩散能垒。研究发现，交换关联泛函PW91和PBE较PBEsol、AM05和LDA更适合用于计算钨空位的能量学性质。基于第一性原理计算结果对文献中单空位形成能、双空位作用性质等争议性问题进行了讨论，并对钨经验势进行了评估。研究结果表明，钨中孤立单空位间总是相互排斥，而空位团簇（Vn>...
基于耦合CFD-FEM方法的严重事故下RPV蠕变失效风险评估
反应堆压力容器 严重事故 耦合CFD-FEM 蠕变失效 塑性变形失效
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2021/2/26
核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象，基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场，然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析，求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变，并评估了RPV的蠕变失效风险。结...
定位格架夹持结构是保证燃料棒横向与轴向定位的关键。为进一步提高燃料组件中子经济性、简化定位格架生产流程，本文设计了一种可直接从格架条带上冲制而成的拱形且带小刚性凸起的弹簧结构，与刚凸组成新型定位格架夹持系统。针对设计的夹持结构，进行了单条带弹簧、单条带刚凸及格架栅元夹持结构的力学性能试验，获得了弹簧、刚凸、栅元内夹持结构的进程形变量-载荷曲线和回程形变量-载荷曲线，并分析了各结构在100%与120...