基于SVM与DT的核电装备制造业供应风险组合预测模型

基于对核电装备制造业供应风险的识别,确立风险预测的指标体系;对国内3家重点核电装备制造企业及其60家供应商进行问卷调查及深度访谈,运用支持向量机与决策树组合的方法建立供应风险的预测模型.实证研究表明,组合预测模型对供应风险预测的精确性优于单一方法的模型,证明了该预测体系的可行性与可靠性,为核电装备制造业供应风险的管理提...     

核电站MSR疏水闪蒸引起的非预期跳机风险分析研究

核电机组在甩负荷工况下,汽水分离再热器开关量高液位触点会因闪蒸而产生虚假信号,存在误触发跳机保护风险。通过深入分析闪蒸原理及跳机逻辑,挖掘潜在的机组非预期跳机风险,并结合设备布置结构、系统运行原理、关联调节阀控制以及跳机保护需求等,提出两种优化改进方案,并对比分析其优缺点,实现既能避免原有的误动风险,又防止引入新的拒动风险。通过高功率平台下的瞬态试验对优化方案进行验证,结果表明,通过本次优化可有效消除潜在的跳机风险,在保护设备本身安全稳定运行的同时,也提高了核电站汽轮发电机组整体运行安全,对其他核电机组瞬态过程中疏水闪蒸风险防范也有很好的借鉴意义。     

自然循环条件下UTSG非均匀流动研究现状

自然循环条件下,UTSG并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流,倒流的发生对反应堆自然循环能力产生显著的影响.本文综述了自然循环条件下UTSG非均匀流动研究现状,包括非均匀流动的实验研究、机理分析及数值计算研究.在讨论现有研究存在缺陷的基础上,对进一步的研究提出了一些建议.     

国际原子能机构顾问会议讨论铀长期供应问题

【《国际原子能机构简报》1988年5月1日期第3卷第3期第4页报道】在国际原子能机构核燃料循环处召集的最近一次顾问会议上,评议了非中央计划经济国家(WOCA)的铀长期供应问题。会议的结论是,目前已知的世界上低成本铀资源将完全可以满足WOCA国家进到下世纪的几种不同方案的需求。虽然预期中央计划经济国家(CPE)和中国有些补充供应,但几乎所有的铀供应将继续来自目前的铀供应国。     

CAP1400非能动安全壳整体试验蒸汽供应系统仿真

CAP1400非能动安全壳冷却系统整体试验台架中的蒸汽供应系统为试验提供蒸汽,用以模拟破口事故发生时安全壳内蒸汽的释放情况。本文利用RELAP5/MOD3.3软件建立了蒸汽系统分析模型,开展了试验工况分析,以获得满足试验蒸汽需求时,蒸汽供应系统中关键设备的运行参数,为试验控制系统的设置提供依据和参考。     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。     

利用快中子散射截面定量评价砂泥岩储层含气饱和度的方法及应用

陆相砂岩和海相碳酸盐岩等致密气储层非均质性强,气水关系复杂,孔隙度低,定量评价含气性是储层评价必然需求.为建立含气储层饱和度的评价方法,通过研究非弹性散射伽马计数、快中子散射截面与含气饱和度响应关系,利用蒙特卡罗软件建立不同孔隙度和泥质含量等条件下井筒-储层模型,模拟非弹性散射伽马计数分布.结果表明,利用非弹伽马计数可...     

桶装放射性废物非破坏分析系统测量模式设计

为解决核设施退役过程中产生的桶装放射性废物活度非破坏测量,在某几何条件下,废物桶内分布条件为理想情况以及部分条件为理想情况下,利用蒙特卡罗方法改变某些变量对探测效率进行了计算,并对结果进行了分析,给出了废物桶内非理想分布条件简化成理想分布条件的方法,进而提出了桶装放射性废物非破坏测量模式及探测效率获取方法。并用此方法进行了简单的比对实验,实验结果表明该方法是可行的。     

摇摆条件对稠密栅元内流动的影响

利用非稳态雷诺平均模拟(URANS)对摇摆条件下稠密栅元内的流体波动和大尺度相干结构进行理论分析,计算结果与实验值非常接近.摇摆运动会对流体波动和相干结构产生影响,摇摆条件下的流体波动周期比稳态条件下的流体波动周期略大10％.摇摆条件下流体的相干速度与稳态条件下的相干速度之间有一定的差异.最小相干主流速度位于流道中央,...     

脉动流下棒束通道内 流场与湍流特性的PIV实验研究

事故条件下路基核反应堆以及受到海洋条件附加惯性力影响的浮动核反应堆一回路冷却剂会处于非稳定流动状态,进而改变冷却剂的流动和传热特性,影响反应堆的安全运行.本文应用锁相粒子图像测速(PIV)以及折射率匹配技术分别对脉动流条件下有无定位格架棒束通道内瞬时速度进行了测量.实验结果表明:对于不带定位格架的棒束通道,加速使得靠近...     

遥测终端中的电源系统设计

针对野外环境下供电方式的特点,提出了一种基于分块间断供电的电源管理方法,以降低遥测终端的耗电量,适应其长期无人值守自动监测的要求。讨论了它的基本结构、工作原理及实现技术,以应用实例说明了其有效性。     

某核电厂主给水调节阀在满功率运行时开度持续增大问题研究

某核电厂机组在满功率稳定运行期间,主给水调节阀的开度持续增大,如果该趋势不能控制,机组存在降功率或更严重的风险.经故障分析及现场解体检查,最终确定主给水调节阀的开度持续增大是由于阀笼堵塞导致.本文通过结合该阀阀笼特点,分析出导致阀笼堵塞的原因,根据现场实际制定出处理方法,为主给水调节阀的调试和运行以及给水系统的异物控制...     

A very small LWR installed in the underground in the city

The effective of the nuclear reactor as the source of heat supply is more expected considering that the energy demand will increase and that the energy consumption structure will convert in Japan. The output scale of such reactors is to be less than 300MWt from the limit of supply area. We are studying two types of such reactors. One is the system for district heat supply with a nuclear reactor MR100 type and the other is for heat supply in buildings with a cassette type nuclear reactor MR1. The conception of these nuclear reactors is originated from the marine nuclear reactor technology. They are of highly safety with passively safe system and highly load following ability.     

A Fusion Neutron Source Driven Sub-Critical Nuclear Energy System: A Way for Early Application of Fusion Technology

1. IntroductionAlthough the recent experiments and associatedtheoretical studies of fusion energy development havedemonstrated the feasibility of fusion power, it iscommonly realized that it needs hard work beforepure fusion energy could be commercially and eco-nomically utilized. On the other hand, the fissionnuclear industry has been falling on hard tithes re-cently since so far there has been no conclusion abouthow to deal with the long-lived wastes produced fromthe nuclear spent fuel and a…     

D-T中子管照相装置的感生放射性研究

介绍了D-T中子管照相装置的应用及其优势,结合D-T中子管的特性和快中子照相的特征分析了其感生放射性危险性。利用ENDF数据库计算了感生放射性,并依托IAEA关于豁免活度的定义计算方法,提出了风险指数的概念来直观表示核素感生放射性的危险程度。采用计算风险指数、横向比较等方法,对常见的核素、元素、不锈钢的感生放射性风险贡献进行了比较。研究发现元素Mo、Fe、Cu风险较大,铁素体不锈钢16Cr25N的风险较小,在不锈钢的选材上要重点关注Fe、Ni、Mn和Cr的含量。     

Controllability study of EAST plasma vertical instability and improvement in future

In order to enhance control speed, each up/down Cu passive plate in EAST is cut into 8 pieces. These discontinuous plate segments are still connected to the inner vacuum vessel by steel supporting legs. A model of this plate segments-vessel-supporting leg loop is developed and verified by EAST vertical displacement event (VDE) experiments. The internal coil (IC) power supply requirements for VDE control are also evaluated. In particularly, we investigate the efficacy of internal control coil location to minimize the power supply capability. The IC power supply upgrade requirements for the optimized location and actual location are discussed. VDE experiments to evaluate maximum controllable vertical displacement (dZmax) were done with varying elongation and resulting EAST vertical controllability estimates are summarized here. These experimental results verified previous simulation results that present IC power supply capacity cannot provide robust vertical control.     

世界铀市场的供求现状和核燃料循环决策浅析

本文介绍了近几年来国际形势变化后引起的世界铀市场供求现状，指出铀市场疲软的状况还将持续相当长的一段时期。在此基础上分析了各国核燃料循环末端决策的三种现状和原因。     

基于EPICS的注入凸轨脉冲电源控制样机研制

中国散裂中子源（CSNS）快循环同步加速器（RCS）是一台高束流功率质子加速器,凸轨磁铁脉冲（BUMP）电源是CSNS注入系统的重要设备。根据CSNS工程建设的要求,需在预研阶段研制一套凸轨电源控制样机,用于研究和解决控制系统建造中的一些关键技术。注入凸轨电源样机通过横河公司生产的WE7000测量系统实现对脉冲电源的控制,根据物理设计需要可完成对电源的任意波形给定输出并实现对电源输出波形的回采显示。本文主要介绍了基于EPICS系统的WE7000设备驱动的开发,以及在此基础上研制的注入凸轨脉冲电源控制样机的应用。通过联机测试的结果表明,该样机满足对注入凸轨脉冲电源的控制要求,达到了预研目的。     

核电站主给水管道破裂事故的运行研究

较为全面研究安全壳内主给水管道破裂事故,特别是在小破口事故。采用分析的方法,从介绍主给水管道破裂事故的定义开始,进而总结导致主给水管道破裂事故的原因。详细分析了给水管道在安全壳内出现小破口事故的演变过程,机组的主要风险或后果,提出了运行人员对其进行诊断的方法和针对不同泄漏程度的处理策略。     

Present status of the world and russian uranium mineral-raw material resources

The sharply higher demand for uranium for nuclear power during 2010–2050 and possibilities of modern mineral-material resources to meet these needs are evaluated on the basis of an analysis of IAEA information and other publications. Forecasts to 2030 show adequate reserves and resources for producing the required amount of uranium. New deposits will supply production expansion beyond 2030.