文章-世纪中文出版社

侯晔余平周勇黄伟《核工业与技术》 2018年4期

摘要:

稳压器电加热元件包壳破损吸湿肿胀引起的开裂事故在国内外均有发生，这种事故均与电加热元件包壳存在泄漏有关。国内某核电项目热试期间发现部分电加热元件绝缘性能不符合设计要求，通过检测，发现与密封性相关的焊缝存在泄漏缺陷。为避免严重的由于泄漏引起的电加热元件肿胀开裂事故，对出现绝缘降质的电加热元件进行了详细的检查和分析。分析表明单纯进行表面检测是有风险的。为了保证电加热元件的密封性能，除了对包壳管材料进行氦检漏，端塞-包壳焊缝也需要进行氦检漏。结合电加热元件的结构和制造工艺特点，设计了专用的检测系统，并设计了一套完整检测方案。至此，稳压器电加热元件的密封完整性得到了全面的检测，排除了泄漏隐患。

基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计下载：47 浏览：472

齐敏莫昌瑜谢逸钦石桂连《核工业与技术》 2018年3期

摘要:

给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则，在此基础上进行了方案设计，包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明，基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能，可以将和睦系统所有的可诊断故障进行处理、上报和指示，为ACPR1000核电厂反应堆保护系统的日常维护和故障应急处理提供足够的决策信息，满足核电领域规范和现场应用要求。

基于机器学习的小型核反应堆系统状态预测方法下载：38 浏览：285

曾聿赟1 刘井泉1 杨春振1 孙凯超2 《核工业与技术》 2018年3期

摘要:

为支持小型可移动高温熔盐堆(TFHR)自动控制系统的开发，提出了一种基于机器学习的反应堆状态预测模型，以根据仪控系统的监测数据评估反应堆当前状态并预测其未来发展。该模型由一个反应堆物理子模型和热工子模型构成，由TFHR一回路的RELAP模型生成训练数据，通过支持向量回归(SVR)训练得到，并采用粒子滤波(PF)方法估计其中的未知模型参数。通过TFHR反应性引入事故的测试算例表明，本文提出的预测模型在预测反应堆状态、估计模型参数(如反应性引入率)等方面具有良好的性能。

堆舱辐射场可视化与人体受照辐射剂量模拟计算研究及实现下载：53 浏览：290

张开运秦利华胡诗远亢绮浩吴虹《核工业与技术》 2018年2期

摘要:

基于DELMIA软件二次开发了堆舱辐射场可视化和人体受照辐射剂量模拟计算的功能。通过辐射场可视化将反应堆堆舱内辐射强弱区域分布情况直观地展示出来，从而辅助检修人员工作，减少人员所受辐射剂量，提高其工作效率。通过人体模型受照辐射剂量模拟计算可以了解人体所受到的损伤程度，从而为检修人员提供必要的辐射防护措施。通过对输出的统计报表进行分析，可以对检修工艺进行评价和优化，对实际的反应堆检修工程有指导意义。计算结果实时快速，显示效果良好。

NESTOR软件包工程应用适用性强化设计下载：71 浏览：410

卢宗健李庆刘东柴晓明方浩宇宫兆虎《核工业与技术》 2018年1期

摘要:

针对应用于"华龙一号"等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR，从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明，NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求的偏离，提高工程设计与分析软件研发的首发成功率。

基于耦合损伤本构模型的508-3钢循环塑性变形模拟下载：43 浏览：312

张丽屏1 田俊1 李建2 杨宇1 阚前华2 《核工业与技术》 2018年1期

摘要:

基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数，然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。与经典Chaboche模型的模拟结果相比，耦合损伤的本构模型能更好地模拟508-3钢的单调拉伸行为、应变和应力控制循环软化变形行为，且模拟结果与实验数据吻合良好，为508-3钢制造的核电设备的累积塑性变形模拟奠定了基础。

低功率条件下铑自给能探测器信号噪声消除下载：63 浏览：438

李昆韩文兴尹秋升翁小惠《核工业与技术》 2018年1期

摘要:

根据铑自给能探测器频域特性，利用数字信号处理的技术中无限脉冲响应(IIR)数字滤波器设计方法，设计了一种数字滤波器对铑自给能探测器输出电流进行去噪处理，提高其在低功率水平输出电流的信噪比，保证延时消除算法的准确性。

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究下载：74 浏览：486

丁书华党高健李喆《核工业与技术》 2018年1期

摘要:

分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题，基于硼质量守恒原理，推导堆芯硼浓度演变的控制方程，计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明，模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。

核用SA508-4N钢粗晶区再热裂纹敏感性评价下载：71 浏览：449

陈重毅麻永林邢淑清白庆伟刘永珍《材料科学研究》 2019年8期

摘要:

采用等温恒速拉伸方法评价了核用SA508-4N钢焊接粗晶区(CGHAZ)的再热裂纹敏感性。使用激光共聚焦、扫描电镜和透射电镜观测和分析粗晶区和断口处的组织、裂纹以及断口形貌,结果表明:SA508-4N钢的母材为回火马氏体,较高含量的碳和铬影响碳化物的大小和分布状态,粗晶区马氏体的形成不利于抑制再热裂纹的产生。碳化物的析出使晶内和晶界的强度不同,当晶内强度大于晶界强度时形成沿晶脆性断裂；当晶内和晶界强度的差距较小时断裂形式包括穿晶和沿晶断裂。SA508-4N钢粗晶区对再热裂纹不敏感,成分A粗晶区的抗再热裂纹能力比成分B的高。在实际生产中,优选的工艺参数为:成分A、焊接t8/5为25 s、焊后热处理温度580℃。

耐压柱壳参数化设计与灵敏度分析下载：84 浏览：489

刘峰1 王贺1 苗怡然2 屠超华1 赵彦凯1 《海洋研究》 2020年3期

摘要:

为提高耐压柱壳设计效率,设计了耐压柱壳参数化分析流程。研究了有限元分析所涉及的材料属性、载荷施加、边界条件设置等内容,确定了采用弧长法分析耐压柱壳稳定性。利用Python语言对于ABAQUS软件进行了二次开发,利用Isight软件实现了ABAQUS的集成,实现了耐压柱壳有限元分析模型的网格自动划分、自动分析计算等。选择样本点进行参数化分析,利用响应面模型对于样本点进行了拟合,得到了具有较高拟合精度、满足工程需要的近似模型,进行了设计变量的灵敏度分析。研究结果表明:参数化分析流程可实现耐压柱壳的自动分析、近似模型及灵敏度分析,可降低耐压柱壳分析难度,均可提高耐压柱壳设计效率。

核电反应堆运行操作对生产进度控制的影响下载：89 浏览：921

董九虹《核工业与技术》 2024年5期

摘要:

在现代能源结构中，核能作为一种高效、清洁的能源，其在电力生产中的地位日益凸显。而核电反应堆作为核能发电的核心设备，其运行操作的精确性和稳定性对整个核电站的生产进度控制具有决定性的影响。本文旨在深入探讨核电反应堆运行操作的关键环节，以及如何通过优化这些环节来提升生产进度控制的精度和效率。

核电厂调峰反应堆堆芯主要特性研究下载：88 浏览：930

魏桐吴清涛《核工业与技术》 2024年2期

摘要:

核电已经成为我国能源战略调整中重要的组成部分，为了充分发挥核电的价值，需要采取有效措施实现核电并网。需要注意的是，随着核电厂越来越多的建成运行，也开始不可避免地面对电网调峰任务。技术人员在进行调峰的过程中，需要仔细检测核反应堆的运行情况，在保证核燃料充分利用的情况下，保持核反应堆安全运行。核反应堆是核电厂的核心组成部分，同时也是最危险的部分，因此，需要对核反应堆采取科学合理的安全保护措施。本文以核电厂为主要内容，阐述核电厂调峰反应堆的主要特性，供大家参考借鉴。

压水堆核电厂同位素辐照生产元件堆外验证试验下载：189 浏览：1932

史宝磊胡立强邹远方李思远吴孟杰《核工业与技术》 2022年11期

摘要:

本文根据压水堆核电厂同位素辐照生产元件的结构特点及在反应堆内燃料组件的中的运行工况进行堆外试验设计，利用堆外高温高压试验回路模拟反应堆内实际运行环境，完成堆外模拟完整性冲刷试验，为同位素辐照生产元件入堆提供技术支持。

基于数据驱动PHM方法在预测海洋条件下核反应堆CHF的应用分析下载：189 浏览：1993

韩丞智鞠伟《核工业与技术》 2022年7期

摘要:

以预测技术为核心故障预测与健康管理（PHM，Prognostics and Health Management)系统能够提高核电厂的运行安全性和维护经济性，获得越来越多的重视和应用。目前现有的PHM系统主要分为基于可靠性模型（Reliability-based）的PHM；基于物理模型（Model-based）的PHM；基于数据驱动（Data-driven）的PHM；融合型PHM方法等。同时，海上浮动式核电站以其调度灵活，有利于核电出口等优势受到业内广泛的重视，成为未来核电发展的趋势之一。其中，核反应堆堆芯临界热流密度（CHF，Critical Heat Flux）限值是必须严格监视的热工参数，对于热能的传递与转化过程中各种依靠控制热流密度运行的换热设备，对核反应堆燃料棒束以及各种动力发动机等来说，一旦热流密度超过CHF值，将导致传热系数迅速下降，极可能造成设备烧毁口。因此，本文通过采用基于数据驱动的PHM方法，利用人工神经网络对海洋条件下核反应堆燃料棒束中的CHF数值进行预测，同时为进一步构造完整的核电PHM系统进行展望。

第三代压水堆核电技术在线保护功能综述下载：256 浏览：2549

陈飞飞刘同先李天涯刘佳艺庞勃钟旻霄徐飞《核工业与技术》 2021年9期

摘要:

随着第三代压水堆核电技术不断发展，对于反应堆运行的灵活性要求不断提高，具有更高灵活性的保护系统已经成为第三代核电技术的必然要求，本文通过广泛调研国内外研究进展，详细阐述目前主流的新保护系统的发展路线，并分别对EPR和VVER-1000两种核电技术的在线保护系统进行深度分析与比较，理清系统设计思路。同时，开展保护阈值设计调研，基于提高系统灵活性角度考虑，推荐未来以非参数统计方法作为阈值设计方法。

核电反应堆冷却剂泵上部油箱油位高原因探讨下载：256 浏览：2550

苏萌萌卜新月孙海凤夏添吴涛郭金强陈坤池《核工业与技术》 2021年9期

摘要:

本文主要针对某核电机组反应堆冷却剂泵所出现的上部油箱油位过高问题进行了探究，从多个方面对该问题产生的原因进行了深入分析，并由此制定出了一些有效的解决方法，希望能为相关人员提供合理的参考依据。

核电反应堆压力容器辐照样品塞专用取出工具研究与实践下载：265 浏览：2651

黄成龙邓鹏辉阮昭基张家林《核工业与技术》 2021年5期

摘要:

根据电厂防异物相关要求，为配合电厂的试验，每个机组每三年需执行一次反应堆辐照样品监督管塞取出和回装操作，由于辐照样品监督管塞的高辐照水平，要求取出和回装均使用长杆工具进行远程操作。传统的辐照样品监督管塞取出和回装用长杆工具，总长15.4m，可以实现辐照样品监督管和辐照样品监督管塞两种操作对象的取出和回装，操作过程中要求3组人同时作业，占用电厂6h关键路径进行操作。新型的操作工具结构更为简洁，专用于辐照样品监督管塞取出和回装，仅需2组人即可完成，操作工序更加简洁，并能提前计划工期完成。

核电反应堆压力容器螺栓孔密封塞压紧工具研究与实践下载：260 浏览：2545

黄成龙张家林阮昭基邓鹏辉《核工业与技术》 2021年5期

摘要:

主要介绍了对核电反应堆压力容器螺栓孔密封塞压紧工具的改进，新型工具操作简易、可靠，节省工作时间，提高工作效率，操作人员工作时间大大缩短，辐射风险显著减低，同时减少了检修人工成本及备件成本。

核电反应堆压力容器筒体螺栓孔通止规检查工装研究与实践下载：261 浏览：2646

黄成龙邓鹏辉张家林阮昭基《核工业与技术》 2021年5期

摘要:

主要介绍了对核电反应堆压力容器筒体螺栓孔通止规检查工装的改进，通过修改工具设计，有效提升工作效率，降低通止规卡涩或超行程导致通止规取出困难的问题。

微型核反应堆的核安全监管研究下载：384 浏览：3015

和丹《核工业与技术》 2021年2期

摘要:

微型核反应堆目前是国际上讨论非常热的一个话题，规模小、竞争力、以及市场应用都有广阔的前景。它是一种独特的小型反应堆系统，具有非能动的安全设计理念，而且模块化的建造能力，即插即用的概念，到现场后直接接入电网，与传统的能源相比具有很强的竞争力。针对微型核反应堆在我国的发展，提出我国在微型核反应堆核安全监管方面存在的问题和面临的挑战，同时提出监管方面的建议。为政府决策提供技术支撑，提供参考。

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