电机驱动的ABS/TCS的建模仿真

针对高性能电动汽车加速到指定车速过程较慢且车轮打滑的问题,利用双三相永磁同步电机的低压大功率的高性能控制,设计出双三相永磁同步电机TCS/ABS控制系统。首先建立双三相永磁同步电机动力模型和1/4车辆模型,然后分别基于PID控制和模糊控制策略,通过车身速度是否达到目标车速来确定理想滑移率值,最后将此值作控制目标,设计了电动汽车TCS/ABS的闭环控制系统。运用MATLAB/Simulink构建了仿真模型并进行验证,结果表明,控制系统启动时低速阶段能实现滑移率的目标控制,同时能有效避免轮胎打滑,实现高性能电动汽车的短时间快速启动到指定车速巡航,且模糊控制效果更好。     

恰希玛核电厂2号机组高压熔堆预防和缓解措施的设计和分析

恰希玛核电厂2号机组在稳压器上增设一个电动节流阀,用于在“充水-排汽”冷却中实施排汽,以及严重事故高压熔堆下快速降压.本文采用SCDAP/RELAP5/MOD3.1程序分析了全厂断电叠加2个系列柴油机辅助给水系统失效事故,结果表明,增设的稳压器电动节流阀能有效地实施严重事故下快速降压,缓解事故后果.     

增强IVR有效性的堆内注水策略研究

熔融物堆内滞留（IVR）是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。     

反应堆压力容器外水冷条件下贯穿件完整性分析

严重事敝下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效.在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离.结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(EVVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物小能通过贯穿件失效向堆腔迁移.     

广播电台呼叫中心原理及应用

呼叫中心系统通过先进的软件技术将电信网络和计算机网络完美的结合起来，实现了语音交互t和对各类数据进行访问、存取和检索。     

环形流道两相流特性实验研究

在日本原子力研究所的一个两以试验台架上，进行了环形流道空气－水丙相流窟泡份额和逆向流试验，观察了其流型。通过试验和分析，提出了漂移流模型中分布系数Co和气相漂移速度Vgi的经验关系式；得到了逆向流Wallis表达式的拟合参数。对试验结果的分析表明，当流道间隙很小（Bond数小于1）时，流型和两相流动与间隙较大时有所不同。     

恰希玛核电厂乏燃料自然循环冷却分析

本文利用ＲＥＴＲＡＮ－０２程序对乏燃料自然循环冷却进行了分析。结果表明；恰希玛核电厂乏燃料池冷却系统失效后，只要在１９个小时内修复，不会出现大量放射性物质外泄。     

CAP1400非能动堆芯冷却整体试验关键现象分析

在CAP1400小破口失水事故中,非能动堆芯冷却系统所有设备均投入,显现复杂且独特的物理现象,为验证设计和程序以及识别重要现象,开展了CAP1400非能动堆芯冷却系统性能试验。整体试验台架主要特征为：1∶3高度比、最大工作压力9.2 MPa、等压模拟。试验结果表明,在小破口失水事故中堆芯不裸露,试验过程中发现了冷管段分层流产生机制、安注箱排空后氮气注射及其影响以及压力容器下降段流体温度不均匀性等关键物理现象。最后利用RELAP5程序对整体试验关键现象进行了分析和验证。     

严重事故下反应堆压力容器外水冷有效性概率分析

核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性.本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布.用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事敝序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%.