考虑温备用和相关故障的核动力冗余泵组可靠性评估

止回阀的切换故障和冷却剂泵之间的共因故障大大削弱了冗余的安全作用,采用基于可靠性框图和Markov状态转移理论相结合的方法,考虑两泵为温备用的逻辑关系,通过定义温备用因子,推导了温备用共因故障模型,建立了考虑止回阀切换故障和两泵共因故障情况下的系统可靠性模型;实例研究表明:止回阀和共因故障大大削弱了冗余对于泵组系统可靠性的提高作用,该方法能够量化以上两因素对泵组系统可靠性的影响。     

船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析

建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响。结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小。本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据。     

考虑初始功率有温度反馈的缓发超临界分析

对输入小阶跃反应性(ρ0＜β)有温度反馈时,反应堆缓发超临界过程进行了研究.在功率与温度关系中考虑初始功率的作用,修正了绝热模型,求得了任意初始功率条件下反应堆反应性和功率随时间的变化规律,并进行分析、讨论.结果表明,初始功率对缓发超临界过程反应性与功率变化的影响明显,初始功率越大,反应堆反应性与功率的响应越快,且功率变化幅度也越大.     

用去耦合法解有温度反馈的点堆中子动力学方程

当引入大阶跃反应性时,应用去耦合法求解中子动力学方程,导出了新的反应堆功率响应表达式,可用于堆实际运行的功率区。     

基于响应曲面和重要性抽样方法的热力系统参数失效概率计算

本文研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的方法用于复杂热力系统参数失效概率的计算。建立了热力系统物理过程参数失效的数学模型,在此基础上研究了将响应曲面与重要性抽样相结合的算法模型,并给出了热力系统组成设备的性能退化模型和基于重要性抽样的仿真流程,进而对反应堆净化系统工作过程中参数失效问题进行了分析计算。研究表明,对于高维、非线性特性明显并考虑性能退化的复杂热力系统参数失效概率的计算,重要性抽样法较直接抽样能以较高效率获得满意精度的计算结果,而响应曲面法存在局限;响应曲面和重要性抽样相结合的方法是分析热力系统物理过程参数失效的有效方法。     

船用核动力蒸汽系统波纹管腐蚀分析与寿命预测研究

波纹管的破裂将给反应堆的安全运行带来隐患,甚至可能引发小破口事故。腐蚀是导致波纹管破裂的重要原因,在对波纹管腐蚀成因分析的基础上,结合波纹管腐蚀样本较少的特点,采用灰色理论对波纹管的腐蚀寿命进行预测,通过建立GM（1,1）模型,递推腐蚀量的变化规律。实例表明,该方法克服了传统统计方法需要大样本的缺点,预测精度高,评估结果可信。     

节块法在船用压水堆工程仿真中的应用

将基于节块法的三维时空中子动力学模型应用于船用堆堆芯物理仿真,建立了船用堆工程仿真模型。通过对掉棒事故瞬态过程的模拟分析表明：本文所建立的模型在满足船用堆工程仿真实时计算要求的同时可获得更高的计算精度,适用于局部反应性畸变较大问题的模拟分析。     

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。