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核反应堆物理计算数据同化研究进展
1
作者 龚禾林 刘威震 +8 位作者 吴屈 李庆 李天涯 廖鸿宽 钟旻霄 王江宇 赵文博 张世全 陈长 《火箭军工程大学学报》 2024年第2期57-71,共15页
为了更全面深刻地认识用于核反应堆物理计算中的数据同化理论,介绍了数据同化在反应堆物理领域的两大应用方向,即最佳参数估计和物理场重构。详细分析了基于模型降阶的数据同化理论,包括模型降阶理论基础和基于本征正交分解的模型降阶;... 为了更全面深刻地认识用于核反应堆物理计算中的数据同化理论,介绍了数据同化在反应堆物理领域的两大应用方向,即最佳参数估计和物理场重构。详细分析了基于模型降阶的数据同化理论,包括模型降阶理论基础和基于本征正交分解的模型降阶;分别介绍了广义经验插值法和稳定格式本征正交分解,并给出了部分数值结果。讨论了反应堆物理领域中开展不确定度分析和量化的相关工作进展。此外,为了进一步确保数据同化结果的精度和可靠性,强调了不确定度分析的重要性并对其进行介绍。分析表明:基于模型降阶的数据同化方法具有计算效率高、精度高的优点,是核工程领域数据同化的新兴发展方向。 展开更多
关键词 数据同化 核反应堆物理 模型降阶 观测值
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基于模型定义技术的动力系统全三维设计信息管理研究
2
作者 孙冠宇 夏军宝 +2 位作者 赖建永 刘诗文 赵千里 《科技视界》 2023年第13期69-75,共7页
模型定义技术凭借其单一数据源定义、全流程三维传递等优点,大大缩短项目周期,降低项目成本,已经成为国际上航空领域成熟应用的三维数字化设计技术。对现有船用领域动力系统全三维设计中存在的建模技术落后、数字化程度偏低等问题进行梳... 模型定义技术凭借其单一数据源定义、全流程三维传递等优点,大大缩短项目周期,降低项目成本,已经成为国际上航空领域成熟应用的三维数字化设计技术。对现有船用领域动力系统全三维设计中存在的建模技术落后、数字化程度偏低等问题进行梳理,聚焦模型信息难以表达和提取、视图表达不清晰、出图流程复杂等主要问题。根据模型定义技术单一数据源的设计理念,采用CREO平台,通过建立设计信息提取方法和获取流程,达到了模型设计信息快速提取的目的,为设计信息的一键输出奠定基础;通过建立视图管理机制,达到了对模型注释信息控制的目的,解决了视图表达不清晰、信息表达干涉重叠的问题;通过建立零修改二维出图设计流程,达到了三维模型直接出二维图的目的,解决了出图流程复杂、工作量大的问题。通过设计信息提取、全三维标注、多视图管理、零修改二维出图等技术开展动力系统全三维设计信息管理研究,解决了影响三维数字化设计进展的主要问题,提升了船用领域动力系统三维数字化设计程度。 展开更多
关键词 模型定义技术 全三维设计 信息管理 动力系统 数字化设计
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基于核反应堆功率调节系统先进控制策略研究
3
作者 刘卢果 辛素芳 +2 位作者 梁禹 李翔宇 刘余 《科技视界》 2023年第35期70-73,共4页
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... 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。 展开更多
关键词 功率调节系统 先进控制策略 低超调量
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福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计
4
作者 刘宏春 冯威 +4 位作者 李谢晋 贺理 陈鹏 王淼 丁书华 《自动化仪表》 CAS 2023年第6期36-41,47,共7页
反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研... 反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。 展开更多
关键词 核电厂 华龙一号 安全级分布式控制系统 反应堆保护系统 共因故障 可靠性 定期试验
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基于NASPIC的反应堆保护系统数字化旁通设计研究
5
作者 姜静 何玉鹏 +3 位作者 臧锴钰 贾小东 关朦朦 彭浩 《仪器仪表用户》 2023年第10期17-20,共4页
旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通... 旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通指令的开关量,由硬接线采集后,对应的信号质量位变为坏点,涉及的停堆和专设驱动逻辑退化。由于硬接线旁通信号数量庞大,不仅占据设备安装空间和信号通道,还存在维护不便等诸多问题。基于NASPIC平台的设备特性,充分发挥数字化系统的优势,提出一种全新的数字化旁通设计方案,不仅简化了设计、制造、维护的难度,节约了机柜安装空间,还提高了设备的集成度,对于后续华龙一号核电厂批量建设具有重要的借鉴意义。 展开更多
关键词 华龙一号 反应堆保护系统 数字化 旁通 安全显示单元
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核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状
6
作者 何大明 黄祖来 +1 位作者 周利 孙舒蕾 《电焊机》 2023年第12期7-21,共15页
核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,... 核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,从焊接填充材料的选择和优化、可能应用的焊接方法、焊后热处理及工艺控制等方向探讨了解决措施与发展方向。为提高此类接头质量和可靠性的研究提供参考,从而确保核电站的安全运行。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 异种金属焊接 接头质量 研究现状
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核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究
7
作者 姜露 张丽屏 +3 位作者 傅孝龙 孙英学 刘文进 杨宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第1期185-191,共7页
为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因... 为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。 展开更多
关键词 压力容器主密封 瞬态条件 主螺栓应力 密封分离量 累积塑性变形
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用于反应堆启动的Am-Be中子源物理特性研究
8
作者 王帅 吴师其 +1 位作者 李满仓 周代杰 《现代应用物理》 2024年第1期66-70,共5页
利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源... 利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源活性区尺寸φ3.4 mm×236 mm,密度为4 g·cm^(-3))中子发射率可达3.34×10^(7)s^(-1),该源的源强虽低于核电厂反应堆常用的启动中子源,但多个Am-Be中子源叠加也可满足应用要求。Am-Be中子源在堆芯辐照过程中,由于产生的^(242)Cm等核素的影响,总中子源强高于其初始源强,保证其长期起到启动中子源作用。另外,Am-Be中子源具有较高的γ源强,在制造、运输与安装过程中需要考虑辐射防护问题。 展开更多
关键词 Am-Be中子源 反应堆启动 合金法
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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术 被引量：1
9
作者 熊夫睿 沈平川 +2 位作者 王新军 叶献辉 张毅雄 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期83-91,共9页
华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。 展开更多
关键词 华龙一号 反应堆冷却剂系统 抗震分析 载荷环境
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反应堆控制保护系统信息安全性设计策略研究 被引量：1
10
作者 吴志强 刘朝晖 +2 位作者 贺理 杨洋 马权 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期175-178,共4页
对伊朗"震网"事件引发的工业控制系统安全性问题进行简要介绍,提出了反应堆控制保护系统信息安全性设计策略,以便在系统内及时对薄弱环节采取信息安全性设计,防止出现类似事故并造成重大事故后果。
关键词 震网 反应堆仪表控制系统 信息安全
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核反应堆仪控系统软件验证与确认过程研究 被引量：2
11
作者 肖安洪 杨大为 +2 位作者 曾辉 蒋亮 陈晓凡 《机械设计与制造工程》 2015年第5期73-77,共5页
仪控系统通过软件程序和硬件设备对核反应堆进行监测、运行以及安全保护,对核安全具有重要作用。为保证仪控系统中软件的安全性、可靠性,需要在软件生命周期过程中,开展验证与确认工作。论述了在核反应堆仪控系统软件开发过程中需要定... 仪控系统通过软件程序和硬件设备对核反应堆进行监测、运行以及安全保护,对核安全具有重要作用。为保证仪控系统中软件的安全性、可靠性,需要在软件生命周期过程中,开展验证与确认工作。论述了在核反应堆仪控系统软件开发过程中需要定义的验证与确认阶段,对每个阶段验证与确认的活动、输入、输出进行定义,以指导软件验证与确认工作的有效实施。 展开更多
关键词 反应堆 仪控系统 软件 验证与确认
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“华龙一号”反应堆冷却剂系统调试研究与设计
12
作者 黄宗仁 赖建永 +2 位作者 刘昌文 赵禹 李海颖 《中国核电》 2020年第3期282-285,共4页
本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容... 本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验,可以验证"华龙一号"反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。 展开更多
关键词 华龙一号 反应堆冷却剂系统 调试 研究与设计
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反应堆压力容器事故排气系统设计与分析研究
13
作者 赖建永 任云 +2 位作者 张玉龙 曾畅 王保平 《科技视界》 2016年第13期33-34,72,共3页
事故过程中,压水堆核电厂反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。新一代的核电厂设计针对该问题提出了一系列的应对措施。反应堆压力容器事故排气系统可在事故后排出压力容器顶部的不可凝气体,有利于事故的缓解... 事故过程中,压水堆核电厂反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。新一代的核电厂设计针对该问题提出了一系列的应对措施。反应堆压力容器事故排气系统可在事故后排出压力容器顶部的不可凝气体,有利于事故的缓解。本文详细描述了事故排气系统的设计要求和设计方案,并利用流体分析软件flowmaster对系统设计方案进行了分析,确定了系统设计参数。 展开更多
关键词 压水堆核电厂 排气 flowmaster
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“华龙一号”核仪表系统设备自主设计研究
14
作者 高志宇 王银丽 +2 位作者 黄有骏 何正熙 包超 《自动化仪表》 CAS 2023年第S01期289-293,共5页
“华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用... “华龙一号”是我国自主设计的第三代核电技术。其核仪表系统设备中的二次仪表主要使用进口产品。为替代进口产品,以“华龙一号”为对象,开展了自主数字化核仪表系统设备设计。在设备设计中,围绕核仪表系统设备微弱信号测量的特点,运用电压频率转换、电流频率转换等测量技术,实现全光隔离的硬件架构,提高了数字化核仪表自身的抗电磁干扰能力。吸取国内外同类设备在设计和使用中的经验,集成了核电厂常用的反应性计算和反应堆失水事故计算功能,并研发了具备自动测试功能的移动服务单元。通过核安全级设备要求的基准试验、电磁兼容性试验、环境试验和地震试验,证明了该设备满足“华龙一号”核仪表系统设备的要求。该设备的研制可支撑我国核仪表系统设备的自主供货。 展开更多
关键词 华龙一号 核仪表系统 自主设计 光隔离 数字化 鉴定试验
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反应堆系统遇水下爆炸载荷环境与关键设备陆地冲击试验载荷匹配研究
15
作者 熊夫睿 张文正 +1 位作者 刘帅 袁志豪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期119-128,共10页
船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载... 船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。 展开更多
关键词 反应堆系统 水下爆炸 载荷环境 陆地冲击试验 载荷匹配
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模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究 被引量：1
16
作者 尹莎莎 方华伟 +4 位作者 秋穗正 黄伟 陈志辉 田野 田雅婧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期124-131,共8页
模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和... 模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。 展开更多
关键词 模块化小型核反应堆 严重事故 自动卸压系统
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核电厂反应堆保护系统可靠性分配研究
17
作者 刘宏春 王琳 +4 位作者 徐霖野 陈鹏 郑杲 孙诗炎 吴志强 《仪器仪表用户》 2023年第8期66-69,61,共5页
为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。该研究成果可为后续... 为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。 展开更多
关键词 反应堆保护系统 共因故障 可靠性
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面向核反应堆计算软件的运行平台设计与实现
18
作者 冯波 芦韡 +2 位作者 冯晋涛 范家杰 袁光辉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期77-79,共3页
提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核... 提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核电厂堆芯运行支持与燃料规划专用软件包(简称QSICOR)。通过应用研究表明,该平台能提升核设计的效率,有效地解决传统核反应堆计算软件在使用方式上的不足。 展开更多
关键词 核反应堆计算软件 运行平台 核设计 QSICOR
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反应堆中子倍增特性分析及标定技术研究
19
作者 高志宇 黄有骏 +2 位作者 罗庭芳 孙琦 龚涛波 《南华大学学报（自然科学版）》 2023年第5期52-55,74,共5页
针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,... 针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,结合中子探测器输出信号微弱的特点,提出了基于数字技术实现反应堆周期信号模拟的方案。方案包括硬件和软件两方面,识别了关键问题,并设计解决了高精度定时和微弱信号输出问题。同时,研究了仪表的标定方法并按方法对反应堆周期信号输出的性能进行测试。在反应堆周期值为2 s~999 s的范围内,选取7个反应堆周期值进行测试,测试偏差绝对值的最大值为0.45%。 展开更多
关键词 反应堆周期 信号发生 标定技术
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核反应堆反应性测量技术研究 被引量：1
20
作者 韩钰 万波 +1 位作者 黎刚 李昆 《科技视界》 2019年第36期112-113,共2页
反应性仪用于监测核电站反应堆物理启动、调试、临界运行等工况下的反应性状态,是确保反应堆安全运行的重要设备。本文介绍了一种基于逆动态理论的数字化反应性仪,主要由信号调理器和数据处理器两个部分构成。利用周期信号仪测试该反应... 反应性仪用于监测核电站反应堆物理启动、调试、临界运行等工况下的反应性状态,是确保反应堆安全运行的重要设备。本文介绍了一种基于逆动态理论的数字化反应性仪,主要由信号调理器和数据处理器两个部分构成。利用周期信号仪测试该反应性仪的反应性测量精度,并利用该设备在反应堆上开展动态刻棒试验测量控制棒的反应性微分价值。通过测试,该反应性仪能够满足反应堆反应性监测要求,可快速测量控制棒反应性价值,对于提升核电站安全性、可靠性、经济型具有重要价值。 展开更多
关键词 反应性测量 反应性仪 空间效应 动态刻棒
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