中国核动力研究设计院

<正>中国核动力研究设计院(简称核动力院)隶属于中核集团,是我国集核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地。自1965年建院至今,已经形成包括核动力工程设计、核蒸汽供应系统设备集成供应、反应堆运行和应用研究、反应堆工程实验研究、核燃料和材料研究、同位素生产和核技术应用研究等完整的科研生产体系,是我国战略高技术研究设计院。50多年来,核动力院为国防现代化建设和国民经济     

中国核动力研究设计院

中国核动力研究设计院，是我国从事核反应堆工程设计、研究、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地。自1965年建院以来，已经形成包括核动力工程设计、反应堆运行和应用研究、反应堆工程试验研究、核燃料和材料研究、同位素生产和核技术应用研究等完整的研究设计体系，是设计与试验结合、研发与生产结合、工程与基础研究结合的高科技研究设计院。     

自主创新铸辉煌 勇攀高峰向未来——中国核动力研究设计院的技术创新之路

中国核动力研究设计院（以下简称中国核动力院）是我国集核反应堆工程研究、设计、试验、运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地。自1965年建院以来．已经建立起包括核动力工程研究设计、反应堆运行和应用研究、反应堆工程实验研究、核燃料和材料的研究、同位素生产和核技术应用研究等完整的研究设计体系．在我国高新技术研发领域和先进能源工业开发体系中占有重要地位。     

中国核动力研究设计院

中国核动力研究设计院(简称中国核动力院)是我国从事核反应堆工程研究、设计、试验和运行的唯一综合性基地,是中国核动力工程的摇篮。自一九五八年建院以来,已经形成包括核动力工程设计、反应堆运行和应用研究、反应堆工程研究、核燃料和材料研究、同位素生产和核技术应用研究等完整的研究设计体系,是融科学研究和工程设计于一体、军民结合的国家战略高技术核动力研究设计院。 全院现有职工3700人,专业技术人员2200人,其中研究员、高级工程600人,中级技术人员850人。全院有50多个专业和学科,下设4个研究所、4个中心、90多个实验室(其中2个…     

中国核动力研究设计院

中国核动力研究设计院,是我国从事核反应堆工程研究,设计,试验,运行和小批量生产为一体的大型综合性科研基地。自一九六五年建院以来,已经形成包括核动力工程设计,反应堆运行和应用研究,反应堆工程试验研究,核燃料和材料研究,同位素生产和核技术应用研究等完整的研究设计体系,是军民结合,以研究设计核动力为主,带动其他堆型反应堆相关技术研究设计的高科技研究设计院。     

基于运行安全分析的核动力仿真软件的研究与应用

对基于运行安全分析的核动力仿真软件的基本功能及其数学物理模型进行研究.运用工具软件对设备冷却水系统的正常与异常运行工况进行了仿真计算及结果的分析.与RELAP5/MOD3计算结果的比较表明,该软件可广泛用于核动力一回路辅助系统及二回路系统的仿真分析.     

为中国核动力安全运行保驾护航——记中核集团核动力运行研究所

<正>核动力运行研究所作为核电运行与维护技术服务这一重要环节上的中坚力量,秉承"兴核强国、服务社会"理念,见证并参与了中国核电的发展历程,凝聚着核动力运行人的勤奋与智慧,为保障核电站安全、可靠、经济地运行做出了自己的贡献。1982年4月12日,原二机部在武汉建立"反应堆装置设计所"。1986年10月,原核工业部调整该所发展方向,将该所对外名称由"反应堆装置设计所"改为"核动力运行研     

践行“〇九”精神 铸就强核强国梦——中国核动力事业发展综述

正在祖国西南的大山深处,有一个名叫"九〇九"的地方。这里是中国核动力的发源地,现在的中国核动力研究设计院。在这里,实现了中国第一代核潜艇陆上模式堆满功率运行。在这里,发出了中国大陆第一度核电。在这里,走出了中国第一艘核潜艇"长征一号",     

系统可靠性数字仿真在反应堆运行故障分析中的运用

探讨了系统可靠性数字仿真在反应堆运行故障分析中的运用。通过对反应堆一些运行故障进行系统可靠性数字仿真和仿真分析,将对核动力装置的实际运行。故障分析提供理论依据和指导作用。     

核反应堆运行中安全校核快速计算方法

本文根据潜艇核动力装置运行管理的需要,提出了一个供核反应堆运行中安全校核使用的快速计算方法。     

神经网络自适应给水控制器设计研究

针对船用核动力装置运行的特点,研究了直流蒸汽发生器的水位控制问题.利用现代控制理论,设计神经网络自适应给水控制器的结构和算法.仿真试验分析验证了神经网络自适应控制器的控制性能和可行性.     

核动力装置热工水力运行分析程序中的堆芯物理模型

提出了一套用于微机版船用核动力装置热工水力运行分析程序的堆芯物理模型 ,该模型既能较逼真地描述实际的物理过程 ,又能满足运行实时性要求和运行监督所要求的计算精度     

磁性部件（CBG装置）的改进方案研究

船用核动力装置中装配的ＣＢＧ装置是重要的热控装置,由于研制年代和国情的实际,该装置是以自饱和磁放大器为基本元器件,从而具有一定的局限性。为加强船用核动力装置运行安全,本文提出了新的改进方案,具有一定的实用价值。     

基于应急运行的核动力装置一回路小破口失水事故

针对船用核动力装置运行的特殊性,指出基于应急运行的事故研究对有效地维持机动性有重要意义.选用不可隔离的小破口失水事故进行分析计算,重点研究破口大小和不同处置对反应堆运行时间的影响.结果表明,若破口尺寸在某一范围内时,可以保证反应堆在一定时间内实现应急运行,并且在一定条件下通过降功率可以延长运行时间.     

基于多Agent仿真的装备保障体系供应保障系统设计与实现?

针对部队装备保障运行的实际情况，采用多Agent仿真的方法，基于Kraljic模型将装甲装备器材分为重要器材、关键器材、一般器材和稀缺器材，并以此为基础构建了装备保障体系供应保障系统。分析了系统的整体结构以及系统中器材仓库的外部接口和内部器材请领流程，并以某集团军各级器材仓库为研究对象进行了仿真实例分析。实践证明，采用多Agent仿真的方法研究装备保障体系供应保障活动具备可行性和有效性，有利于宏观把握部队装备保障的运行规律，提高部队装备保障能力。     

船用蒸汽发生器的动态模型与模拟研究

以船舶核动力装置中广泛使用的立式U形管自然循环蒸汽发生器为对象,从其热工水力特点分析出发,建立蒸汽发生器的动态模型,并对其运行模拟及应用进行了研究。     

发挥科技优势 推进核技术产业化

中国核动力研究设计院是我国从事核反应堆工程研究、设计、试验和运行的规模最大的综合性基地。自1984年开展转民工作以来,坚持“以核为主、军民结合、多种经营”的方针,将科研成果从实验室分离出来,创办科技型企业,利用我院的科技优势开发核技术产品参与市场竞争,依靠技术创新不断推出新产品     

考虑湿蒸汽特性的饱和蒸汽汽轮机建模与仿真

为分析湿蒸汽对饱和蒸汽汽轮机运行特性的影响,首先根据饱和蒸汽汽轮机内汽液两相流的流动特点,分析了汽轮机在变工况过程中由于流通部分压力、蒸汽湿度以及金属壁面与水膜间换热等因素引起的蒸汽流量变化;然后,以某型舰用核动力装置主汽轮机为例进行仿真实验,并计算得到了该型汽轮机在典型变工况过程中的输出功率、螺旋桨转速、高压缸出口压力等外特性参数,以及水膜动态蒸发凝结量、蒸汽挟带液滴流量、金属壁面换热引起的蒸汽凝结蒸发流量等内部参数的变化。该研究成果在核电站和船用核动力装置仿真方面有一定的参考价值,对饱和蒸汽汽轮机的性能分析、运行优化和控制策略研究有一定的指导作用。     

红色帝国之殇--记不幸夭折的前苏联超级武器

在第二次世界大战结束到1991年苏联解体前的长达四十多年冷战时期，作为当时世界上两个超级大国之一的苏联，为了和美国争霸世界，不断地加强军备投入，研究和制造了不少先进独特的武器装备。这些武器装备有的研发成功并大量装备了苏军，至今仍在某些方面保持着世界记录，如世界上最大的核动力潜艇——“台风”级战略核潜艇、最大的巡洋舰——“基洛夫”级核动力巡洋舰等。     

核电站运行诊断系统探讨

根据国外核电站诊断系统的现状,简要叙述其基本组成及工作过程,分析了运行诊断系统在核动力方面的应用前景,提出了加强核电站运行诊断系统应用有效性的几个问题。