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基于知识工程的反应堆试验知识管理系统研究 被引量：2
1
作者 李爽 罗钊航 +2 位作者 康乔 田甜 赵珊 《现代电子技术》 2022年第11期149-152,共4页
反应堆工程试验是一项复杂的知识密集型系统工程,具有涵盖学科专业类别多,设计试验类型广,模型、数据处理量大等特点,对科研人员有着较高的知识技能门槛要求,而现有的系统不能满足这些特点对科研试验数字化转型创新的迫切需求,在通过梳... 反应堆工程试验是一项复杂的知识密集型系统工程,具有涵盖学科专业类别多,设计试验类型广,模型、数据处理量大等特点,对科研人员有着较高的知识技能门槛要求,而现有的系统不能满足这些特点对科研试验数字化转型创新的迫切需求,在通过梳理现有的试验研发模式存在的问题后,提出从制度体系、协同管理、能力建设三大内容出发的知识工程研发体系建设,具体分析了知识系统应遵循的建设原则、应达到的技术能力、应实现的目标价值,通过推动知识工程体系建设,统筹管理企业内部显隐性知识,利用先进的数字化技术手段将知识智能化、应用化、服务化,让知识流动起来,建成以知识驱动创新发展的科研模式,达到让员工能更高效地获取知识、学习知识,为科研工作不断创造价值的最终目的。 展开更多
关键词 知识管理 知识工程 需求分析 知识服务 知识图谱 用户画像
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反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究 被引量：7
2
作者 眭曦 朱勇辉 +5 位作者 方颖 陈景雅 臧金光 王盛 卓文彬 潘登 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第2期286-291,共6页
反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模... 反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。 展开更多
关键词 下腔室 交混特性 数值模拟
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CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究 被引量：4
3
作者 方颖 张伟 +5 位作者 眭曦 张明 王盛 林绍萱 卓文彬 李朋洲 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期273-276,共4页
对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了... 对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。 展开更多
关键词 CAP1400反应堆 吊篮 围筒 旁通流特性
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中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究 被引量：3
4
作者 眭曦 王盛 +1 位作者 杨祖毛 闫晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第2期257-263,共7页
堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟... 堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。 展开更多
关键词 中国工程试验堆 流量分配 流量分配因子 实验研究
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核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验 被引量：3
5
作者 黄礼渊 付国恩 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第2期138-140,145,共4页
为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试... 为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试验结果表明:利用数字反应性仪测得的反应性经过修正后可以准确地判断多普勒发热点,可为后续物理试验提供参考。 展开更多
关键词 核动力反应堆 多普勒发热点 数字反应性仪 反应性测量
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核动力反应堆压力系数测量
6
作者 黄礼渊 代启东 +1 位作者 付国恩 阳林锋 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2020年第1期6-9,共4页
介绍了核动力反应堆压力系数测量方法.该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计... 介绍了核动力反应堆压力系数测量方法.该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计算,计算表明,校核计算结果与试验结果符合得很好.获得的反应堆压力系数值,用于指导反应堆运行及试验,对反应堆安全有重要意义. 展开更多
关键词 数字反应性仪 核动力反应堆 压力系数 反应性测量
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小型模块化压水核反应堆堆内构件模态特性研究
7
作者 刘理涛 杨世豪 +1 位作者 杨杰 赖姜 《动力学与控制学报》 2023年第6期81-87,共7页
小型模块化压水核反应堆的结构形式与常规的压水核反应堆不同.除了吊篮组件以外,还有小型模块化压水核反应堆独有的压紧组件、压紧筒组件和分流环板等结构.为了对小型模块化压水核反应堆堆内构件流致振动行为进行准确的评估,首先应该确... 小型模块化压水核反应堆的结构形式与常规的压水核反应堆不同.除了吊篮组件以外,还有小型模块化压水核反应堆独有的压紧组件、压紧筒组件和分流环板等结构.为了对小型模块化压水核反应堆堆内构件流致振动行为进行准确的评估,首先应该确定堆内构件在空气和静水中的模态特征.本文以国内自主研发的小型模块化压水核反应堆堆内构件为研究对象,采用ANSYS软件对小型模块化压水核反应堆堆内构件在空气和静水中进行了干模态和湿模态分析,获得了吊篮组件、压紧组件、压紧筒组件以及分流环板在空气和静水中的固有频率及相应的振型,并开展模态试验验证了该分析方法的正确性.该方法可运用到常规压水核反应堆堆内构件的模态分析中. 展开更多
关键词 堆内构件 小型压水堆 湿模态 模态试验
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数字档案室建设赋能核动力研发设计和项目管理——中国核动力研究设计院积极推进多种模式数字档案室建设
8
作者 杨静 杨茹 《四川档案》 2022年第4期17-18,共2页
近年来,中国核动力研究设计院积极推进多种模式数字档案室建设,打造具有典型代表的数字档案室建设模式,在数字档案室建设方面取得明显成效。一、核动力知识型数字档案室建设“核动力知识型数字档案室”属于国家档案局企业数字档案馆(室... 近年来,中国核动力研究设计院积极推进多种模式数字档案室建设,打造具有典型代表的数字档案室建设模式,在数字档案室建设方面取得明显成效。一、核动力知识型数字档案室建设“核动力知识型数字档案室”属于国家档案局企业数字档案馆(室)建设试点项目,中国核动力研究设计院为首批企业数字档案馆(室)建设试点单位之一,由设计所具体实施。该项目的试点目标是构建知识型数字档案室,实现数字档案馆(室)的三大功能:档案资源数字化、档案管理信息化、档案服务知识化。通过建设数字档案室系统(以下简称DAS系统)和知识管理系统(以下简称KMS系统)双平台,形成了知识型、服务型的数字资源循环应用生态,构建一站式跨库检索的专题知识库,促进知识的共享与利用,助推档案管理向知识管理的职能转变。 展开更多
关键词 数字档案室 档案管理信息化 档案服务 国家档案局 知识管理系统 项目管理 跨库检索 知识型
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超临界二氧化碳核能动力转换系统关键材料腐蚀行为研究 被引量：8
9
作者 刘蔚伟 杨鸿 +5 位作者 姜峨 黄彦平 张根 龚宾 赵永福 马韦刚 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期242-248,共7页
本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。... 本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。结果表明:奥氏体不锈钢310S及316NG、铁镍基合金Incoloy-800H、镍基合金Inconel-625三类材料在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中均表现出良好的耐腐蚀性能,腐蚀动力学遵循抛物线规律;Cr、Ni含量的增加可提高材料耐腐蚀性能,310S、Incoloy-800H和Inconel-625耐腐蚀性能优于316NG;310S和316NG在超临界二氧化碳环境中存在渗碳行为,材料渗碳现象可能会加速材料的腐蚀并影响其力学性能。本研究评价了不同候选材料与超临界二氧化碳的相容性,为超临界二氧化碳核能动力转换系统关键部件材料性能的评估及应用提供了关键性实验数据支撑。 展开更多
关键词 超临界二氧化碳 材料 腐蚀 渗碳
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核电厂硼表快速标定方法研究
10
作者 踪训成 舒文 +1 位作者 付国恩 王璨辉 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2024年第6期979-983,共5页
为缩短硼表标定试验时间,提高硼表的在线可用效率,减少标定操作人员受照剂量,探讨了一种快速标定方法,依据硼表测量量程和理论计算分析,选取四个标定点,通过标定试验获取四组标定数据(n,P),分组组合建立三元一次方程组,计算获取标定系... 为缩短硼表标定试验时间,提高硼表的在线可用效率,减少标定操作人员受照剂量,探讨了一种快速标定方法,依据硼表测量量程和理论计算分析,选取四个标定点,通过标定试验获取四组标定数据(n,P),分组组合建立三元一次方程组,计算获取标定系数。采用该快速标定方法,在核电厂硼表标定测试期间进行了推算研究,在不同硼表设备上进行了实验验证,获取的试验数据满足硼表测量的误差要求。快速标定时间约需5 h,相较目前常规标定时间,可省时65%以上,即使硼表监测运行期间发生故障不可用,经快速标定后,硼表亦可投入正常监测运行,提高了核电厂一回路硼浓度实时在线监测效率,降低了核电厂因硼浓度意外稀释引入正反应性事故的概率,一定程度上保障了核电厂运行安全和硼表标定操作人员受照剂量安全。 展开更多
关键词 硼表 快速标定 硼浓度
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事故环境试验装置设计研究
11
作者 王运生 祝文 《科学技术创新》 2022年第33期50-53,共4页
随着核电站设备国产化率要求的逐步提高,事故环境试验在民用核电设备开发中的地位越发重要,苛刻的试验条件和老化破坏作用使得实施试验的装置承担着较大的运行责任与风险。从该试验装置的设计及建造着手,阐述了事故环境试验装置的现状,... 随着核电站设备国产化率要求的逐步提高,事故环境试验在民用核电设备开发中的地位越发重要,苛刻的试验条件和老化破坏作用使得实施试验的装置承担着较大的运行责任与风险。从该试验装置的设计及建造着手,阐述了事故环境试验装置的现状,分析了事故环境试验装置的各种特点。基于现状和特点,试验装置通过RELAP5计算优化了试验装置的系统设计,解决了事故环境试验中的相关技术难题,满足了事故环境试验对试验装置的需求。 展开更多
关键词 事故环境试验 试验装置 设计及建造
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田湾核电站冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗配方研究 被引量：10
12
作者 夏小娇 温菊花 +2 位作者 马韦刚 谢银燕 胡志辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期156-158,共3页
为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配... 为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配方A3B1的清洗有效性和安全性均优于俄配方,更适合于田湾核电站蒸汽发生器二次侧沉积物化学清洗。 展开更多
关键词 冷停堆 化学清洗 蒸汽发生器二次侧
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LBB分析中J积分撕裂模量汇交方法研究 被引量：6
13
作者 乔红威 刘志伟 +2 位作者 李锡华 张勇 李琦 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第5期26-31,共6页
介绍了管道破前漏(LBB)分析中极限载荷和临界裂纹长度求解的J积分-撕裂模量汇交方法(J-T法)。利用有限元分析软件(ABAQUS)计算3种裂纹长度J积分,并将J积分与裂纹长度采用多项式函数进行拟合,最后在多项式函数的基础上求解极限载荷和临... 介绍了管道破前漏(LBB)分析中极限载荷和临界裂纹长度求解的J积分-撕裂模量汇交方法(J-T法)。利用有限元分析软件(ABAQUS)计算3种裂纹长度J积分,并将J积分与裂纹长度采用多项式函数进行拟合,最后在多项式函数的基础上求解极限载荷和临界裂纹长度。采用FLET软件提供的算例对J-T方法的正确性进行验证。结果表明,运用基于ABAQUS的J-T法能提高失稳J积分的计算精度,能适用更广泛范围、更复杂结构的LBB分析。 展开更多
关键词 LBB分析 J-T方法 ABAQUS
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超临界水冷堆水化学控制及其相关技术研究进展 被引量：4
14
作者 龚宾 黄彦平 +4 位作者 姜峨 刘金华 夏小娇 邱添 霍松岷 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第6期132-138,共7页
对国内外超临界水在辐照作用下的分解行为、水化学对材料的腐蚀影响、腐蚀产物行为和水化学监控等领域的研究现状进行回顾,介绍了中国核动力研究设计院在超临界水腐蚀领域的研究进展,以及利用新建的超临界水化学试验装置开展的热态试验... 对国内外超临界水在辐照作用下的分解行为、水化学对材料的腐蚀影响、腐蚀产物行为和水化学监控等领域的研究现状进行回顾,介绍了中国核动力研究设计院在超临界水腐蚀领域的研究进展,以及利用新建的超临界水化学试验装置开展的热态试验研究,并提出了研发超临界水冷堆(SCWR)尚需攻克的水化学运行控制相关技术难题,为中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)的水化学策略研究提供参考。 展开更多
关键词 超临界水冷反应堆(SCWR) CSR1000 水化学控制 辐解 氧化 应力腐蚀 腐蚀产物
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研究堆低压电气贯穿件导体组件的研制 被引量：7
15
作者 罗志远 王广金 周斌 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第2期73-76,共4页
本文介绍了一种用于各种实验研究堆反应堆厂房内、外电缆连接的新型灌封组件式低压电气贯穿件。该贯穿件采取模块结构,便于拆卸和更换。导体组件自身的孔道密封采用阻燃型环氧树脂灌封实现,与端板孔道之间的密封由“O”型橡胶圈来保证,... 本文介绍了一种用于各种实验研究堆反应堆厂房内、外电缆连接的新型灌封组件式低压电气贯穿件。该贯穿件采取模块结构,便于拆卸和更换。导体组件自身的孔道密封采用阻燃型环氧树脂灌封实现,与端板孔道之间的密封由“O”型橡胶圈来保证,已通过气密性和电气性能型式试验的验证,满足实验研究堆工程要求。 展开更多
关键词 电气贯穿件 导体组件 环氧树脂 灌封 实验研究堆
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环形窄缝通道内流动沸腾干涸点的研究 被引量：5
16
作者 吴鸽平 吴埃敏 +2 位作者 郭贇 秋穗正 卢东华 《西安交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第7期686-689,697,共5页
在间隙为1 05mm和1 55mm的垂直环形窄缝通道内,以去离子水为工质,对内、外管通电加热,进行了环形窄缝通道内干涸点的实验研究.实验压力范围主要为2～4MPa,质量流速为40～80kg·m-2·s-1.由内、外管热流密度的比值得到了出现干... 在间隙为1 05mm和1 55mm的垂直环形窄缝通道内,以去离子水为工质,对内、外管通电加热,进行了环形窄缝通道内干涸点的实验研究.实验压力范围主要为2～4MPa,质量流速为40～80kg·m-2·s-1.由内、外管热流密度的比值得到了出现干涸点的判据.实验中还研究了压力、质量流速和进口条件对干涸点处含汽率的影响.实验表明,当对外管单面加热时,发现质量流速增大,临界含汽率减小;当进口含汽率增大时,临界含汽率增大;在相同的情况下,外管出现干涸时的截面含汽率大于内管出现干涸时的截面含汽率.根据实验数据对原苏联古塔杰拉奇圆管的干涸点公式进行了修正,得到了适合于计算环形管道干涸点的经验关系式. 展开更多
关键词 环形窄缝 流动沸腾 干涸点
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控制棒导向管外流道旁流特性实验研究 被引量：4
17
作者 眭曦 廖恒基 +4 位作者 丁雷 陈景雅 王盛 杨祖毛 闫晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第11期1956-1961,共6页
冷却剂流经核反应堆堆芯时,绝大部分通过燃料组件内部流过,带走裂变能量。另外一小部分作为旁流经过燃料组件外侧流道、控制棒导向管外侧及内侧流道流出。为确保反应堆在正常运行工况下的安全性,必须限制堆芯旁流流量。本文通过开展导... 冷却剂流经核反应堆堆芯时,绝大部分通过燃料组件内部流过,带走裂变能量。另外一小部分作为旁流经过燃料组件外侧流道、控制棒导向管外侧及内侧流道流出。为确保反应堆在正常运行工况下的安全性,必须限制堆芯旁流流量。本文通过开展导向管外侧流道阻力特性实验研究,在不同流量工况下获得了分段压差,并进一步拟合了雷诺数与阻力系数的关系式。实验结果表明,导向管外侧流道压力损失主要集中在堆芯下栅格板处,当反应堆额定工况运行时,单组导向管外侧流量仅为0.196m3/h。 展开更多
关键词 导向管 外侧流道 阻力特性
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反应堆物理试验用便携式数字反应性仪的研制 被引量：5
18
作者 黄礼渊 付国恩 李翔 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第5期638-641,660,共5页
反应堆物理试验中需进行反应性测量,为了测量反应性,研制了基于逆动态法原理的可消除空间效应的便携式数字反应性仪。详细叙述了数字反应性仪的物理模型、硬件设计、软件设计、动态跟踪法和可消除空间效应的落棒法测量模式以及堆上考验... 反应堆物理试验中需进行反应性测量,为了测量反应性,研制了基于逆动态法原理的可消除空间效应的便携式数字反应性仪。详细叙述了数字反应性仪的物理模型、硬件设计、软件设计、动态跟踪法和可消除空间效应的落棒法测量模式以及堆上考验试验情况。 展开更多
关键词 数字反应性仪 空间效应 逆动态法 动态跟踪法 落棒法
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数字化反应堆集中数据采集系统研制 被引量：5
19
作者 代航阳 邓圣 崔璨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期56-59,共4页
通过分析反应堆运行状态的数据对象,并针对反应堆的试验需求,设计基于数字化的集中数据采集与处理系统。该系统综合运用计算机总线、电气隔离、虚拟仪器、LabWindows/CVI平台和Access数据库等技术进行系统的软硬件设计,实现试验过程数... 通过分析反应堆运行状态的数据对象,并针对反应堆的试验需求,设计基于数字化的集中数据采集与处理系统。该系统综合运用计算机总线、电气隔离、虚拟仪器、LabWindows/CVI平台和Access数据库等技术进行系统的软硬件设计,实现试验过程数据的自动采集记录、故障报警、数据融合分析和远程辐射监控等功能;基于多层构架的软件设计实现运行状态的界面显示和故障查询,提高数据采集的直观性和可靠性。试验证明,本系统运行稳定可靠,数据处理能力强、安全性高,操作简单易维护,提高了反应堆集中数据采集的数字化和自动化程度,达到了设计指标要求。 展开更多
关键词 集中数据采集系统 运行监测 临界外推 故障报警
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反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析 被引量：4
20
作者 刘志伟 乔红威 张勇 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第5期37-40,44,共5页
在反应堆过冷瞬态下,沿壁厚范围内的温差将引起很大的热应力,在反应堆压力容器(RPV)内壁产生较高的拉应力,再加上内压的作用,内表面缺陷有可能迅速扩展甚至贯穿壁厚。本文采用概率断裂力学基本理论,考虑各参数的不确定性因素,在明确各... 在反应堆过冷瞬态下,沿壁厚范围内的温差将引起很大的热应力,在反应堆压力容器(RPV)内壁产生较高的拉应力,再加上内压的作用,内表面缺陷有可能迅速扩展甚至贯穿壁厚。本文采用概率断裂力学基本理论,考虑各参数的不确定性因素,在明确各参数随机分布特征的基础上,利用Monte Carlo法通过程序产生相应的随机数,然后依据断裂力学评定准则建立功能函数,最后完成可靠性数据的统计计算并给出失效概率。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(RPV) 承压热冲击(PTS) 概率断裂力学分析
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