ArcGIS的二次开发

简要介绍了GIS软件ArcGIS的几种开发方式:包括早期版本用AML宏语言进行纯二次开发,以及新版本用AO、MO、AE组件进行集成二次开发。     

闽江流域降雨─径流模型的建立、分析与计算─以溪源宫流域为例

本文主要运用SUN工作站上Arc/Info（v7.0）大型软件,建立降雨一径流模型,通过地形坡度、土壤和土地利用等因素分析,在应用GRID的叠加分析基础上,划分降雨径流过程对流域水土保持有影响的区树我们称其为潜在危险区域）,并对该流域的水资源进行估算。     

稳态和瞬态流动条件下低压欠热沸腾水的临界热流密度实验研究

稳定流动和流量衰减条件下,在内径15.9mm的圆管上进行欠热沸腾水的临界热流密度实验,覆盖的参数范围为:压力p=0.2～1.7MPa,速度v=2.1～13.5m/s,出口欠热度ΔTs=0～110K,临界热流密度qCHF=(3.2～13.5)×106W/m2。结果表明,对于稳定流动条件,在较高压力下,临界热流密度随ΔTs的减少基本上呈单调下降趋势。然而,对于p≤0.3MPa,在ΔTs降低到30K以下的一定值时(此值随流速变化而有所不同,且较大值对应较高流速),临界热流密度达到最低值,此后,随ΔTs进一步降低临界热流密度转而升高,并伴随摩擦压降陡峭增大。对于流量衰减的流动工况,在较高…     

注锌对燃料包壳表面污垢沉积及硼析出的影响研究

反应堆一回路腐蚀产物在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下沉积于包壳表面,形成燃料污垢。一回路注锌被认为是抑制燃料包壳表面污垢沉积的重要途径之一。本文通过开展国产锆合金燃料包壳在不同锌浓度下的污垢沉积试验,研究在模拟核电站高温高压水环境中注锌对污垢沉积行为的影响,得到污垢沉积的锌浓度敏感性结果。冷却剂中的锌浓度越高,燃料包壳表面的烟囱状结构越不明显,污垢表面越平整,污垢沉积厚度越小,污垢内部镍铁比降低,硼析出量越少。当锌浓度增加至100μg·L^-1,污垢内部有少量含锌物相析出。结果表明：当锌浓度在0～100μg·L^-1范围内时,一回路注锌能够显著抑制燃料包壳表面的污垢沉积。     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。     

经验模式分解回顾与展望

经验模式分解EMD打破了Fourier变换、小波分解等传统数据分析方法需要预先设定基函数的局限,是一种完全由数据驱动的自适应非线性非平稳时变信号分解方法,可以将数据从高频到低频分解成具有物理意义的少数几个固有模态函数分量和一个余量。首先介绍了原始EMD方法的原理和算法;接着,总结归纳了EMD当前的研究现状,分析了EMD存在的端点效应、模态混叠、运行速度问题及其在二维情况下的问题并对国内外学者解决这些问题的方法进行了概述和比较;最后结合EMD研究存在的难题指出了EMD进一步研究与应用的发展方向。     

水化学参数对压水堆燃料表面污垢沉积过程的影响研究

通过调整压水堆（PWR,Pressurized Water Reactor）运行期间各种水化学参数,能够有效控制一回路水质。作为影响燃料性能的重要因素,污垢（CRUD,Chalk Rivers Unidentified Deposits）在燃料表面的沉积行为会随水化学参数调整而改变。本文研究了溶解氢气（DH,Dissolved Hydrogen）浓度、pH、注锌和超声波清洗（UFC,Ultrasonic Fuel Cleaning）对某PWR功率运行期间CRUD沉积过程的影响,结果表明DH浓度对CRUD沉积影响较小,提高pH、注锌和应用UFC能够抑制CRUD沉积。研究成果为从水化学控制角度提高PWR安全性和经济性提供了理论依据和数据支撑。     

锆合金包壳在模拟压水堆一回路冷却剂中的表面污垢沉积行为研究

阐述了影响燃料包壳表面污垢沉积行为的主要因素,通过设计并开展针对国产锆合金燃料包壳的污垢沉积试验,成功制备出含多孔基体和烟囱结构主要元素组成的燃料包壳氧化物污垢,污垢的主要成分为NiFe₂O₄、Fe₂O₃和NiO,并在污垢内部检测到LiBO₂的析出,实现了对PWR堆芯燃料包壳污垢沉积的实验室模拟。     

医用中子照射器核装置堆芯热工水力特性数值研究

医院中子照射器核装置是1座用于医疗目的的改进微型中子源反应堆，采用自然循环去离子水冷却。运用计算流体动力学程序对该装置内流体流动及传热特性进行数值模拟，计算方法得到均匀加热全尺寸整体模拟实验结果的验证，表明该程序具有模拟复杂结构自然循环系统内的热工水力行为的能力。     

基于PBR的核电金属材料腐蚀释放模型研究

核电金属材料在高温高压水环境中发生腐蚀,其腐蚀产物将会在堆芯内沉积,并对燃料运行、堆芯反应性及一回路放射性等产生影响。本文基于腐蚀释放动力学理论,结合金属氧化物体积比（Pilling-Bedworth Ratio,PBR）假设,建立了一种核电金属材料腐蚀释放模型,并基于因科镍690的实验数据,对该模型进行了验证。结果表明：该腐蚀释放模型具有科学性及合理性,可定量分析核电金属材料主要的腐蚀释放产物。本文提出的腐蚀释放模型可量化腐蚀产物主要元素,为反应堆腐蚀产物影响分析提供基础要素,对微量元素的量化后续还需做进一步的研究。