反应堆工程

  • 百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统软件功能研究及实现方式分析

    周琦;赖厚晶;周军;李涛;许育周;王春生;穆昌洪;

    百万千瓦级压水堆核电站棒控棒位系统在核电站启堆、功率转换和停堆过程中起到重要作用。目前国内在建和在役核电站的棒控棒位系统均被国外公司长期垄断,价格昂贵。为彻底解决棒控棒位系统的设计自主化瓶颈问题,需对该系统进行深入研究,掌握系统功能、原理等。本文主要从系统软件方面人手,分析系统软件的功能、特点,并研究棒控棒位系统软件的实现方式。

    2015年04期 v.35;No.136 589-593页 [查看摘要][在线阅读][下载 310K]
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  • 中国压水堆核电厂调试阶段的标准应用及方向研究

    柯磊磊;陈军;曹聪敏;秦雁枫;

    通过研究核电调试的主要过程、内容及通常使用的文件并结合当前中国核电调试行业已发布标准的现状,一方面对现有标准开展了进一步思考并给出了分类的建议,另一方面说明了核电调试过程中标准应用情况并就标准的发展和应用方向给出了研究建议。

    2015年04期 v.35;No.136 594-601页 [查看摘要][在线阅读][下载 535K]
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  • 中国实验快堆钠火消防系统的可靠性评价研究

    叶宪洲;杨红义;

    作为我国第一座钠冷快中子堆,中国实验快堆(CEFR)的安全问题一直受到广泛关注,其中钠火相关安全问题更成为业界关注的焦点。本文以CEFR一回路冷阱工艺间发生钠火事故时,消防和相关事故缓解系统的可靠性评价为主要任务,运用事件树和故障树相结合的方法,对钠火事故的发生序列及后果进行分析,评价结果表明:CEFR钠工艺间的钠火消防系统具有较高的可靠性。在系统及部件重要度的定性和定量分析结果的基础上,进一步针对钠火消防系统设计的薄弱环节提出钠火消防的优化建议和措施。

    2015年04期 v.35;No.136 602-608页 [查看摘要][在线阅读][下载 525K]
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  • 核主泵端面密封类型的可靠性分析

    索双富;谭世勇;黄伟峰;刘伟;杨春艳;

    本文首先对轻水反应堆的核主泵类型进行了分析,针对其核主泵的主要应用形式——轴封型核主泵进行了端面密封类型的介绍,再从可靠性的观点出发,分析了端面密封中核心零件密封环的失效形式。在分析的基础上,从可靠性角度分析了端面密封环的不同形式的失效模式以及定性可靠性指标。为开展和主泵的端面密封形式选择。

    2015年04期 v.35;No.136 609-615页 [查看摘要][在线阅读][下载 808K]
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反应堆物理

  • 系统压力对间歇式流动沸腾特性影响的实验研究

    陈金波;杨生兴;佟立丽;曹学武;邓坚;曾未;

    以去离子水为工质,采用2×2加热棒束,在0~0.3 MPa压力范围内,对内径为50 mm竖直加热通道内的间歇式流动不稳定现象进行了实验研究,提出了间歇式过热沸腾现象的发生机理,分析了系统压力对间歇式流动沸腾特性的影响。结果表明,加热通道内热量积聚和液体过热是导致间歇式流动沸腾现象发生的必要条件,当输入系统的热流密度一定,接近于常压状态时,可以明显地观察到间歇式流动沸腾现象;但是随着系统压力的增大,间歇式流动过程逐渐被抑制,间歇式沸腾强度逐渐减弱;当系统压力增大到0.3 MPa时,这种现象完全消失,间歇式流动沸腾转变为另一种高频率振荡的流动不稳定现象。

    2015年04期 v.35;No.136 616-623页 [查看摘要][在线阅读][下载 1413K]
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  • 脉冲堆弱源点火实验的蒙特卡罗数值模拟

    杨俊云;肖刚;应阳君;

    本文采用广义半马尔科夫过程模拟方法模拟了在Caliban脉冲堆、Godiva-Ⅰ和Godiva-Ⅱ脉冲堆上开展的超临界点火实验。得到爆发脉冲等待时间概率分布,以及与脉冲堆爆发脉冲过程相关的各种物理量的概率分布,如裂变率、缓发中子出射率等。模拟得到的爆发脉冲等待时间概率分布与实验结果符合,所得到的相关物理量自洽,且对于理解脉冲堆点火实验的随机现象提供了参考。通过本文的工作,验证了广义半马尔科夫过程模拟方法在模拟弱超临界系统随机中子场时间演化方面的适用性和正确性,该方法可以应用于超临界事故评价和分析。

    2015年04期 v.35;No.136 624-632页 [查看摘要][在线阅读][下载 1168K]
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  • IFBA芯块ZrB_2涂层溅射沉积工艺研究

    王志刚;张海峰;龚树河;姚俊;马书泽;

    采用国产多靶磁控溅射镀膜机在UO_2陶瓷IFBA芯块表面上溅射沉积ZrB_2涂层。利用金相显微镜、扫描电子显微镜、X射线衍射仪、电感耦合等离子体发射光谱仪、胶带粘附性剥离等方法测定了沉积ZrB_2涂层的厚度、形貌、物相结构、成分、附着力以及沉积速率等性能参数,研究了各溅射工艺条件如芯块表面清洁度、溅射气体压力、溅射功率密度和转鼓转速对ZrB_2涂层沉积率和附着力的影响。结果表明,在功率密度57~72 kW/m~2之间,ZrB_2涂层的沉积率随功率密度的增加而增加;当转鼓转速大于0.6 rpm时ZrB_2涂层沉积率急剧下降;当溅射气体压力为1.8 mtorr时涂层的沉积率最大,膜基结合良好;在44~54 KWH平均千瓦时值之间,涂敷芯块经过热冲击处理后附着力Z值均远小于0.0008 g,膜基结合力无明显变化。经过对比发现,UO_2表面清洁度越高,ZrB_2涂层与基体的结合越好,结构为单一的ZrB_2物相,呈柱状晶垂直于基体表面生长,涂层厚度均匀,晶粒细小,满足IFBA芯块的ZrB_2涂层性能指标。

    2015年04期 v.35;No.136 633-638页 [查看摘要][在线阅读][下载 1711K]
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核聚变

  • 核反应堆材料数据库NRMD的设计与实现

    沈龙凤;翟向伟;李春京;邹俊;王彪任;

    为了收集、整理和共享来自不同数据源的反应堆材料数据,中科院核能安全技术研究所·FDS团队在前期研究的基础上设计研发了基于网络架构的核反应堆材料数据库平台NRMD(Nuclear Reactor Material Database)。目前该库已收集了法国核电标准RCC-MRx、美国ASME标准等标准数据,以及CLAM钢、F82H钢等低活化铁素体马氏体钢(RAFM钢)的相关性能数据。基于JAVA高级编程语言实现了按材料搜索、按性能搜索及按成分搜索三种不同的搜索方式,在线浏览、下载、打印等数据使用功能,数据的增删改查、批量导入、批量导出等数据管理功能。NRMD的实现为核反应堆材料数据的共享利用搭建了一个良好的平台。

    2015年04期 v.35;No.136 639-644页 [查看摘要][在线阅读][下载 597K]
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  • FLUKA几何模型到CAD几何模型转换方法初步研究

    陈立辉;俞盛朋;吴斌;龙鹏程;胡丽琴;吴宜灿;

    FLUKA是一种应用广泛的蒙特卡罗粒子输运计算程序,但其几何模型的描述不直观、易出错,用户难以对模型进行直观快捷的查错和高效重用,很大程度上限制了其在诸多领域中的应用。本文基于开源的Open CASCADE平台,初步发展了FLUKA几何模型到计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)几何模型的自动转换方法并进行了程序实现,实现了对FLUKA模型的可视化编辑,提高了FLUKA建模的效率。测试结果初步表明了该方法的正确性和可靠性。

    2015年04期 v.35;No.136 645-649页 [查看摘要][在线阅读][下载 578K]
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  • 中国铅基研究实验堆主容器初步地震响应分析

    张洋;柏云清;张勇;赵小敏;何梅生;张学伟;

    中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)为铅铋合金冷却的一体化池式结构,地震情况下高密度液态铅铋晃动引起的流固耦合效应会对主容器结构产生影响。本文基于双向流固耦合方法,在ANSYS Workbench仿真环境下计算了CLEAR-Ⅰ主容器对典型地震激励的响应,得到了层流模型(None(laminar))和k-ε模型(k-Epsilon)下结构的位移响应与应力响应。结果表明,考虑地震载荷和铅铋合金重量的情况下,CLEAR-Ⅰ主容器抗震设计性能良好,能够维持结构的完整性。

    2015年04期 v.35;No.136 650-654页 [查看摘要][在线阅读][下载 969K]
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核电厂

  • 群堆管理模式下的核电厂实物保护系统

    周舟;李腾龙;熊国华;王洪涛;牛云;

    论述了早期核电厂实物保护系统存在的问题及缺陷,结合新形势对核电厂实物保护系统的要求,提出了核电厂实物保护系统的发展趋势。在分析了能够应用于核电厂实物保护系统的新兴技术后,提出了一种核电厂实物保护系统的架构。

    2015年04期 v.35;No.136 655-659页 [查看摘要][在线阅读][下载 508K]
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  • 大温差冷冻水系统在核电厂中的应用研究

    胡彬;陈京龙;

    文章从运行能耗、核电厂核岛厂房布置及初投资三方面分析核岛厂房内空调冷冻水系统采用大温差设计的意义。在理论分析的基础上,通过公式推导计算,探讨大温差冷冻水系统相对于常规冷冻水系统在运行节能方面的优势。结合低温送风技术分析大温差技术对降低核电厂空调系统的初投资和改善核岛厂房布置的重要意义。

    2015年04期 v.35;No.136 660-663页 [查看摘要][在线阅读][下载 244K]
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核安全

  • 核电厂地震自动停堆综述

    郑华;魏淑虹;

    《"十二五"期间新建核电厂安全要求》(报批稿)要求"宜设置地震自动停堆系统",文章通过调研国际原子能机构、美国、日本、韩国、中国台湾地区、俄罗斯等主要核电国家、地区和组织关于地震自动停堆的监管要求和工程实践,总结了决策是否设置地震自动停堆需要考虑的因素和评价是否设置地震自动停堆的方法,探讨了地震自动停堆系统设计问题,对落实《"十二五"期间新建核电厂安全要求(报批稿)》具有一定借鉴意义。

    2015年04期 v.35;No.136 664-674页 [查看摘要][在线阅读][下载 749K]
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  • 核电厂直接安全壳加热事故的数值模拟与分析

    李治刚;钟明君;林萌;杨燕华;

    文章采用三维多相流数值计算软件,建立AP1000核电厂模型,对高压熔堆严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行模拟和分析。为了能准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数和AP1000核岛几何模型,考虑压力容器内存在冷却剂和不存在冷却剂两种工况,模拟事故过程。计算安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场以及压力随时间的变化。结果表明:直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳压力和局部温度的迅速上升;在本文中压力容器内存在冷却剂会加剧DCH现象的后果,但不会威胁安全壳的完整性。

    2015年04期 v.35;No.136 675-681页 [查看摘要][在线阅读][下载 1503K]
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  • 压水堆核电厂事故后厂房内气载放射性源项计算

    周静;邱海峰;汪细河;

    事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口失水事故(LOCA)开展事故后辐射防护设计,自主建立事故后气载放射性物质的扩散模型,并验证了源项计算模型的正确性。

    2015年04期 v.35;No.136 682-687页 [查看摘要][在线阅读][下载 1103K]
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核燃料

  • 核燃料元件生产线一体化转炉故障树分析与设计

    董慧民;董志民;

    压水堆核电站核燃料元件生产线一体化干燥转化炉(IDR转化炉)承担了水解、还原脱氟等功能的化学反应和物理反应,是干法工艺的关键设备。以往的设计均采用确定论方法,通过保守设计来保证设施的安全。为了更好地实现安全性和经济性,建立了以一体化干燥转化炉(IDR转化炉)的泄漏中毒为顶事件的故障树,并利用计算机软件进行分析。结果表明,导致千法转化炉泄漏从而引发人员中毒的主要因素为不可靠的通风系统和检测系统报警不及时,从而进一步建议在工程设计时,加强针对通风系统的可靠性、有毒有害气体浓度监测设施设计等主要因素的防范设计。提出的建议对今后干法工艺生产线的设计具有较强的借鉴意义,同时引入的故障树方法,可以在燃料元件生产线广泛采用,可确保在干法工艺核燃料元件生产线设计中各种因素均衡考虑,提高设计水平。

    2015年04期 v.35;No.136 688-693页 [查看摘要][在线阅读][下载 948K]
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  • 核燃料循环设施事故分析方法探讨

    吕丹;赵善桂;宋凤丽;阙骥;杨晓伟;刘新华;

    为推动我国核燃料循环设施的事故分析方法不断发展完善,对国内外核燃料循环设施事故分析方法的应用现状进行了研究和比较,对不同事故分析方法进行了对比和分析,并结合我国工程实践对事故分析方法的发展提出了建议。研究表明,国外核燃料循环设施事故分析已逐渐使用概率风险评价方法,由此,我国核燃料循环设施领域逐渐引入概率风险评价方法可能成为事故分析的发展方向。ISA(综合安全分析)方法既参照确定论方法进行了单个(类)事件序列的情景假设和后果分析,又参照概率论方法进行了事件序列的概率估算,具有较好的适用性和可操作性,因此,我国核燃料循环设施领域可优先采用融合了确定论和概率论两种方法特点的ISA方法。

    2015年04期 v.35;No.136 694-701页 [查看摘要][在线阅读][下载 534K]
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  • UF_6物理化学特性对核燃料循环设施的影响

    申红;张春龙;杨晓伟;刘运陶;李华升;

    探讨了铀转化、铀浓缩和元件制造工程设计中针对UF_6物理化学特性需要考虑的核安全问题及采取的应对措施,并展望了其未来的研究方向。

    2015年04期 v.35;No.136 702-704页 [查看摘要][在线阅读][下载 312K]
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  • 燃料元件中~(235)U丰度的快中子诱发裂变测量方法研究

    乔亚华;张敏;张春明;杨毅;刘世龙;吴继宗;

    铀同位素丰度分析是确保核燃料元件在堆中安全可靠运行非常重要的质量控制环节。本文从裂变产额质量分布曲线图中,选取位于双驼峰曲线两翼的、裂变产物的产额随可裂变核素的不同有较大的变化的核素~(88)Rb、~(107)Rh、~(135)I作为测量对象,绘制了平均裂变产额比Y_((88 Rb))/Y_((107 Rh)、Y_(88 Rb)/Y_(135 I)与铀丰度之间的关系曲线。利用两条工作曲线对不同堆型元件的模拟样品进行了分析,并就元件包壳对分析结果的影响进行了理论和实验研究。为了验证方法的准确性,分别对3.03%的模拟样品测量了各5次,相对标准偏差(RSD)均小于5%。

    2015年04期 v.35;No.136 705-710页 [查看摘要][在线阅读][下载 429K]
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核化学

  • 核电厂废液系统离子交换树脂处理技术研究

    柳丹;刘杰安;漏汇;何艳红;王鑫;朱来叶;陈斌;翁明辉;

    针对核电厂废液处理系统(WLS)离子交换工艺设计中重点关注的树脂选型和运行参数影响开展非放射性环境下树脂去污能力模拟试验研究。结果表明,在进水Cs~+、Co~(2+)、Sr~(2+)各离子浓度约为10μg/L,床体积流速(Q/V)在10 BV/h或33 BV/h时,对于凝胶型阳树脂或混树脂,其交联度越大对Cs~+的去污因子(DF)越高,对Co~(2+)的DF下降,对Sr~(2+)的DF影响较小;通过增加装填层高的方式,可显著提高树脂对3种离子的去污效果;凝胶型混树脂的串联对DF有一定的改善(特别是高交联度混床串联对Co~(2+)的DF提升明显)。综合考虑高交联度凝胶型树脂对Cs~+的选择性提高、交换容量更大且床体串联对DF的改善最为显著,故工程设计优先推荐选用其进行后续放射性验证试验。

    2015年04期 v.35;No.136 711-717页 [查看摘要][在线阅读][下载 1051K]
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  • 改善研究堆用铝合金包壳抗腐蚀性能的研究

    辛勇;谢清清;李垣明;周毅;蒋有荣;杨勇;王志斌;

    本文选择研究试验堆用6061Al合金进行阳极氧化和水煮表面预处理后,开展200℃、1.85 MPa的水腐蚀试验。试验结果表明随着预生膜厚度的增加,相同腐蚀时间下生成的氧化膜厚度越大,腐蚀增重也越大。相比于阳极氧化,水煮预处理的工艺较为简单,形成的预生膜厚度较小。从提高铝合金抗腐蚀性能的角度出发,应优先采用水煮预处理的方式。

    2015年04期 v.35;No.136 718-722页 [查看摘要][在线阅读][下载 713K]
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核技术

  • 基于PSA分析结果的AP1000系统设计改进建议

    王成章;樊可;梁博;刘晶晶;

    基于对AP1000一级概率安全分析(PSA)的结果,发现正常余热排出系统(RNS)的设计不足可能会导致安注管线破裂(SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(CDF)贡献较高。对正常余热排出系统进行适当的系统改进,采用概率安全分析的方法重新构建了改进后的RNS系统故障树及相关事件树模型,对RNS系统可靠性进行分析,并对改进后核电厂CDF、进行了计算,结果表明,RNS系统改进后可大大减少安注管破裂始发事件导致的堆芯损坏,改进后电厂堆芯损坏频率(CDF)降低29.1%。

    2015年04期 v.35;No.136 723-728页 [查看摘要][在线阅读][下载 1136K]
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  • 故障树分析方法在安全厂用水系统I0管理方面的应用

    罗娅彬;祁军;徐瑞引;王赞娥;张红乐;

    本文从I0管理的角度出发,使用故障树分析方法,找出1SEC系统中会产生I0的设备列表。然后用定量化计算的方法,得到系统中产生I0可能性较高的敏感性设备清单。通过分析敏感性设备的现有监督计划,提出改进建议,从而达到加强I0管理,提高设备可靠性的目的。

    2015年04期 v.35;No.136 729-742页 [查看摘要][在线阅读][下载 726K]
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  • 基于ANSYS/LS-DYNA的抗飞机撞击结构非线性动力分析

    黄涛;李忠诚;

    APC壳(Air Plane Crash Shell)是核电厂抵御飞机撞击的主要屏障,本文运用非线性有限元程序LS-DYNA对某核电厂燃料厂房APC壳进行了分离式建模,并对大型商用飞机的撞击进行了数值计算,对APC壳的动力响应及弹塑性特性进行了研究分析,提出了大型商用飞机撞击局部效应的观点,为APC壳的设计计算提供参考。

    2015年04期 v.35;No.136 743-748页 [查看摘要][在线阅读][下载 2689K]
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  • 核与辐射环境安全管理与评价系统的研究与应用

    段中山;冯孝杰;秦兵;曾晨浩;

    文章分析了核与辐射环境安全的影响因素,建立了核与辐射环境安全评价指标体系,结合ASP.NET、SQL Server等计算机技术和现代管理信息系统技术设计了核与辐射环境安全管理与评价系统,并通过实例验证了系统的可靠性和稳定性。系统可以对核设施核与辐射环境安全信息进行管理,对地理监测点数据进行分析预警,对单项指标和总体安全进行综合评价等功能,为核设施单位进行安全预警与管理决策提供技术支持。

    2015年04期 v.35;No.136 749-756页 [查看摘要][在线阅读][下载 1208K]
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  • 核取证的常用分析技术与研究进展

    邵学鹏;王昌斌;汤磊;杨天丽;罗立力;刘雪梅;龙开明;

    核取证学是针对核材料及相关材料进行特征分析、数据解释和归因溯源,以威慑和打击非法核活动的一门新兴交叉学科,由于研究对象的特殊性以及应用场景的复杂性,核取证技术呈现出专用性、多样性和复杂性等特点。本文总结分析了核取证领域常用分析技术及专用分析技术,从加强国际合作交流、建立国际核取证数据库等方面简述了核取证领域的最新进展概况,并结合核取证分析技术现状与发展目标,探讨了未来核取证分析技术的潜在发展方向。

    2015年04期 v.35;No.136 757-765页 [查看摘要][在线阅读][下载 773K]
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  • PSA在核电厂技术规范优化中的应用

    依岩;种毅敏;李琼哲;李春;郭建兵;

    本文阐述了风险指引型技术规范(Risk-informed Technical Specification,RITS)和风险管理型技术规范(Risk-Managed Technical Specification,RMTS)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对PSA技术在技术规范优化中的应用情况以及具体应用工作中的一些问题进行了分析和讨论。

    2015年04期 v.35;No.136 766-773页 [查看摘要][在线阅读][下载 616K]
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数学化管理

  • 基于Android的地下铀矿山放射性污染物智能控制系统设计

    戴剑勇;孟令聪;

    根据地下铀矿山开采过程中氡及其子体安全特性,应用智能控制技术与矿井通风技术相结合的方式控制井下氡及其子体浓度,这对于解决放射性污染控制问题具有重要的现实意义。本文设计主控制系统,获取采集点氡浓度传感器的数据和实现智能控制逻辑运算;设计Android客户端,运用以太网和无线网络通信两种方式与主控制系统进行通信,通过向主控制系统发送指令的方式对风机运转进行远程控制,增强了系统的稳定性与可靠性。实例分析表明该系统能够较好的控制矿井下氡及其子体浓度,人机界面友好,系统可靠性高,且易于扩展。

    2015年04期 v.35;No.136 774-779页 [查看摘要][在线阅读][下载 707K]
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  • 基于以太网传输的高速32通道数据采集系统

    王浩;李磊;杨洁;余健;郑国恒;

    本文介绍了一种基于以太网传输的32路高速数据采集系统,该系统主要用于核燃料棒质量检测中,可以对核燃料棒检测传感器发送的数据进行采集和分析。该系统包括数据接收模块、系统控制模块、网络通信模块和上位机数据分析控制软件四个部分。系统使用FPGA来进行数据的接收和计数,使用ARM作为整个系统的主控芯片来控制各个模块之间协调运行,同时利用ARM对数据进行组包并将组包后的数据通过以太网传输到上位机,最后由上位机对数据采集装置上传的数据进行接收和处理。经测试证明系统工作稳定,可以达到工业检测要求。

    2015年04期 v.35;No.136 780-784页 [查看摘要][在线阅读][下载 406K]
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  • 基于模糊思想的核电厂多输入数据处理算法研究

    黄奇;孙剑;王玮;张瑞;张英;王殳;陈柯;

    随着全数字化仪控技术在核电领域的全面应用,核电仪控系统设计的更新换代已成为可能,充分利用数字化仪控平台的强大处理能力,优化仪控系统设计,以取得更好的监测和控制效果。为了提高可靠性,反应堆控制系统设计普遍采用多输入冗余信号。针对多输入信号的有效性计算,本文提出一种基于模糊思想的加权处理算法,相比传统的设计能够有效减弱测量通道数据漂移带来的影响。文章针对单测量通道漂移进行了仿真对比分析,证明了所提出算法的有效性。

    2015年04期 v.35;No.136 785-789页 [查看摘要][在线阅读][下载 589K]
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  • 《核科学与工程》第35卷2015年总目次

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    2015年04期 v.35;No.136 790-799页 [查看摘要][在线阅读][下载 602K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

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    2015年04期 v.35;No.136 802页 [查看摘要][在线阅读][下载 689K]
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