大规模多状态计算系统的容错性能分析

针对异构计算节点组成的大规模多状态计算系统的容错性能分析问题，提出了一种计算系统容错性能的评估方法。该方法采用自定义的两级容错性能形式化描述框架进行系统描述，通过构造多值决策图（Multi-value Decision Diagram，MDD）模型对系统进行容错性能建模，并基于构造的模型高效地计算出部件故障的条件下计算系统在特定性能水平上运行的概率，减少了计算的冗余性。实验结果表明，该方法在模型的大小和构建时间上均优于传统方法。该方法的提出将对系统操作员或程序设计者具有重要意义，使其确保系统适合预期应用。     

大口径光学元件装夹转运结构设计及分析

为了实现大口径光学元件的安全装夹、转运,通过光学元件开槽与不开槽两种装夹方式的分析,得出开槽夹紧转运方式将带来微裂纹、应力集中、成本高等缺陷,提出了利用摩擦力克服光学零件的重力和惯性力的低应力装夹转运方案。通过对光学元件低应力夹紧结构设计,并利用有限元分析方法,得到不开槽装夹方式下,光学元件的最大主应力为1.11 MPa,最大切应力为0.73 MPa,远低于光学元件破坏的强度极限,且受力均匀,无应力集中现象。     

基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO_2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO_2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。     

核电厂人因可靠性分析中的相关性分析方法研究

人因可靠性分析（HRA）是核电厂风险分析中的重要组成部分，其中人误事件的相关性分析是HRA中必不可少的内容，忽略人误事件间的相关性，将导致低估核电厂的风险水平。本文提出了一种基于D（邓）数和层次分析法-决策试行与评价实验室（AHP-DEMATEL）方法的相关性分析模型。首先，确定两事件间相关性的影响因素及其结构关系，并针对每个影响因素建立相关性等级的隶属度函数及其锚点；其次，利用AHP-DEMATEL方法来确定各影响因素的综合权重；最后，根据实际情况评估各因素的相关性等级并构建D数，并根据D数和综合权重计算出两人因事件的相关性程度及其可信度，通过算例验证了该模型及其方法的有效性。      

基于确定性抽样的过冷沸腾边界条件不确定性分析

本文使用Fluent软件构建数学物理模型，对DEBORA过冷沸腾基准实验进行了数值模拟，并采用确定性抽样方法对模拟沸腾流动的边界条件不确定性进行分析，计算得到了主要径向参数分布的期望值和置信区间，分析了边界条件不确定性的影响趋势。此外，还计算得到了不确定性源对部分径向参数的影响权重。结果表明，流体入口温度和壁面热流密度的不确定性对径向空泡份额的影响较大，而运行压力和流体入口温度的不确定性是影响径向液体温度计算的主要因素。     

PWR堆芯燃料组件非线性梁模型研究

为描述燃料组件的非线性特性，采用有限元方法建立燃料组件横向梁模型，并引入迟滞模型，用于模拟燃料组件横向变形时的非线性效应。计算结果表明:该非线性梁模型能够更准确地获得组件的弯曲变形和受力，有助于开展燃料组件事故分析。      

基于差频检测技术的高速AD单粒子翻转评估方法研究

本文基于差频检测的原理，提出一种在高频动态输入模式下，对高速高精度模数转换器（AD）的抗单粒子翻转效应进行评估的测试方法，并以一款8位3 GSPS高速AD为测试对象，设计开发了一套高速AD单粒子翻转效应测试系统，对目标器件进行了重离子试验。通过对试验结果的图像和错误数据进行分析，评估参试器件的抗辐照性能参数，为抗辐照高速高精度AD的加固设计提供数据支撑。