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

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。

小型模块化压水核反应堆堆内构件模态特性研究

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.

核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验

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。

核动力反应堆压力系数测量

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.

基于知识工程的反应堆试验知识管理系统研究

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。

反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究

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。

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

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%。

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

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。

用于核电机组复杂管线小支管的动力吸振器设计与试验研究

核电机组复杂管线小支管长期无规律地振动会导致管道疲劳断裂、破损而引发泄漏,甚至发生核电安全事故。目前常采用加固或减振的方式,但效果不佳,某些频率下的振动峰值难以降低。针对上述问题,本论文设计了一种结构简单、安装方便且质量可调的动力吸振器。通过模拟实际振动工况参数,然后对有无动力吸振器的小支管进行动力学建模分析,并以加速度传递率为参考对动力吸振器相关参数进行设计,获得动力吸振器的最优质量、刚度以及阻尼。最后实物制作并进行试验验证,结果表明,本论文所设计的动力吸振器将小支管在共振频率下的三向振动降低了60%以上(大于工程要求的5 dB);通过微调质量块个数扩大了吸振频段的可调节范围,能够满足不同工况的需求;增加金属橡胶材料进一步增强了动力吸振器的吸振效果,相比无阻尼结构可以将减振性能提高10%以上。本研究为核电机组复杂管线小支管的减振提供了有效方法。

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

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。

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪的研制

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。

数字化反应堆集中数据采集系统研制

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。

反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析

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。

智能化反应堆物理启动装置的研制

介绍了智能化反应堆物理启动系统组成,以及系统的硬件设计和软件设计。系统具有操作简便、计算快速准确、人机界面良好等特点。

反应堆启堆用智能化外推临界装置堆上考验试验

反应堆启堆用智能化外推临界装置用于反应堆临界试验过程中进行自动计数和自动外推临界。该装置在用于外推临界试验之前必须在零功率反应堆或其它反应堆上进行考验试验。论文叙述了研制的反应堆启堆用智能化外推临界装置在零功率堆上考验试验的情况及试验结果。试验结果表明:智能化外推临界装置具有自动计数和自动外推临界的功能,且外推结果偏差小,满足反应堆物理启动试验的要求。

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪实堆考验试验

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪的研制过程中,必须在零功率堆上进行实堆考验试验,以检验其测量功能及测量精度。叙述了实堆考验的试验装置、试验堆芯、试验方法、试验内容以及试验结果,试验结果表明:该仪器满足技术指标的要求,满足反应堆物理试验的反应性测量要求。

中子活化法标定反应堆临界装置相对功率

介绍了利用中子活化法标定临界装置相对功率的方法。该方法可以标定临界装置的运行功率限值,并利用实验结果对MCNP程序的计算结果作校核分析,推测出最大功率以下任一功率指示值所对应的临界堆芯内平均绝对中子通量密度,对反应堆安全运行有重要意义。

反应堆中子注量率相对分布测量系统铅屏蔽计算分析

为批量化测量探测片活性,设计了多道中子注量率相对分布测量系统。每一个NaI探测器测量一个探测片,探测器之间采用铅屏蔽。为了消除其他通道探测片对本通道探测片测量结果的影响,通过设计保证邻近通道活化探测片对本通道干扰小于0.05%。本文采用点源积分方法计算(经蒙特卡罗模拟验证),并确定了满足屏蔽要求的铅屏蔽体尺寸。

事故环境试验装置设计研究

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。

科研声像资料档案管理的数字化转型研究

随着数字化技术的不断发展,档案管理数字化转型成为必然。本文从“核心业务数字化,硬件设备、档案管理信息化”三个维度,提出全面实现数字化转型。而科研声像资料档案具有直观、形象、纪实的鲜明特点,是科研活动过程中记录科学技术发展及知识积累的重要载体之一。它能够以多种形式传递信息、直观记录事物原貌,增加了档案信息载体种类和档案工作的内涵。本文将以中国核动力研究设计院反应堆工程研究所为例详细分析科研声像资料档案管理的现状,并研究其数字化转型的策略。