核反应堆加热流道含汽量计算研究

指出了加热流道内含汽量传统算法中存在的问题 ,并提出了新的算法     

曲率圆弧段代替切线段的数值计算方法

为了确保安全,核工业和其它一些工业要求某些参数的计算值只能取正的相对误差且不大于5×10-3,这是它们对数值计算的基本要求.例如,反应堆带功率运行时,功率增长总是随时间上升,功率曲线是向下凹的.传统的龙格-库塔法计算值总是小于真实值,并且随着时间的增加,计算值越来越小于真实值.按计算值分析,反应堆是安全的,但实际上反应堆是不安全的.这对反应堆的安全极为不利.为此,本文开拓了一个全新的数值计算方法.与龙格-库塔法相比,该方法计算工作量小,与预测一校正法相比,该方法没有启动问题.更值得指出的是计算值高于真实值,这样,反应堆计算结果总是偏于安全的.     

船用核动力装置的超设计基准事故及其对策

以船用核动力装置(MNPP)为对象,定义了超设计基准事故(BDBA)的概念,介绍了BDBA的物理过程,提出了BDBA的应急对策及应急状态判定方法。     

输入小阶跃反应性有温度反馈时中子增殖公式

导出了输入小阶跃反应性、有温度反馈时的中子增殖表达式 ,且为显函数     

核动力反应堆设计技术

一、引言我国核电事业正处在起步阶段,将有不少原来未从事核电设计的技术人员跨入核电设计部门,原来只从事堆工设计中单项课题或某一方面工作的人,也将由于事业的需要,其中有些人要肩负更高一级的设计领导工作,除以上两方面的人员外,还会有一些领导干部将转到核电领导岗位上来。以上这三方面的人员,他们都希望了解如下内容:①核动力反应堆设计的内容及其特点;②核动力反应堆设计阶段的划分;③各学科、各工种在不同设计阶段上的任务;     

船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析

根据船用核反应堆的特点,对概率安全评价的初始事件分析方法进行了全面研究,提出了初始事件的分组原则及分组方法,给出了初始事件频率评估的量化模型。     

人工神经网络理论在核动力领域的应用与展望

对人工神经网络(ANN)在核动力领域的应用研究进行了评述。重点阐述了人工神经网络在核动力控制系统、核电厂监测与瞬态辨识、设备故障监测与诊断、核燃料管理、核参数预测等方面的应用与研究进展。就人工神经网络在核动力领域的实际应用问题提出了作者的看法。     

核动力装置自然循环及其过渡过程计算模型的建立

为准确分析含反应性反馈的核动力装置自然循环及其过渡过程中重要参数的响应特性,以核动力装置瞬态最佳估算程序RELAP5/MOD3为基础,采用两群三维时空中子动力学模型替代RELAP5/MOD3的点堆模型,并建立三维空间内中子物理与热工水力的耦合模型,编制相应的计算程序。利用所研制的程序对实际核动力装置的自然循环及其过渡过程进行分析计算,并与试验结果进行比较。结果表明:本文建立的时空中子动力学计算模型克服了点堆方程不能准确计算反应性反馈的缺点,计算精度高,研制的程序可作为核动力装置强迫循环与自然循环及其过渡过程的计算分析工具。     

非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。     

屏蔽泵技术状态的灰色模糊评估

影响屏蔽泵技术状态的因素多,监测信息不充分,对其进行综合评估难度大.根据FMEA确定的主要故障模式与故障现象,开展相应的状态监测,并基于监测结果对屏蔽泵的技术状态进行灰色模糊综合评估,形成了复杂设备技术状态评估的新方法.实例计算说明该方法是合理的、适用的.