核电站堆外核测量系统的原理及工程实践

介绍了堆外核测量系统的原理和组成,比较了AP1000与二代加改进型压水堆核电站堆外核测量系统的异同,分析了各自的优缺点,并提出了堆外核测量系统的一个发展方向。     

多用途重水研究堆数字化功率调节系统仿真分析

基于MATLAB/Simulink平台构建了功率调节系统闭环内所有环节的数学模型,采用离散控制理论对简化的系统模型进行理论计算,获得了保持系统稳定的控制器参数范围。采用完整的系统模型在Simulink平台环境下进行仿真分析,确定了合适的采样周期及其最佳的PID控制器参数。仿真结果表明,数字化功率调节系统能有效克服反应性的扰动,并具备良好的随动特性。     

基于单片机的红外通讯系统设计

本文阐述了红外通讯的原理,介绍了一种基于51单片机的红外通讯实现方法,包括硬件电路和C程序设计,程序通用性好,易于移植于其它控制器.通过实验测试,实现了数据可靠发送和接收,表明了此方法的有效性.     

基于率相关三维弹塑性损伤模型的复合材料渐进失效分析

建立了一个同时考虑复合材料非线性力学响应、应变率效应和损伤累积导致材料属性退化的弹塑性三维损伤本构模型。采用改进的塑性力学模型表征材料在动态荷载下的非线性力学行为。为准确预测复合材料在动态荷载下的弹塑性力学响应,引入了率相关放大系数对准静态下的塑性强化函数进行修正。采用“断裂带模型”对已开发的本构模型软化段进行规则化,以减轻有限元分析结果的网格敏感性。采用分区反抛物线插值法对基体损伤初始断裂面角度及纤维扭结/劈裂平面角度进行求解。开发包含数值积分算法的用户材料自定义子程序VUMAT,并嵌于有限元程序ABAQUS V6.14中,对力学行为展现显著非线性力学效应和应变率效应的IM7/8552碳纤维/环氧树脂复合材料层合板进行了渐进失效分析,验证本文提出的材料本构模型的有效性。结果显示,预测结果与已报道的试验结果吻合良好,表明已建立的率相关三维弹塑性损伤本构模型能准确预测此类复合材料层合板的在动态荷载下的力学行为,为复合材料构件及其结构设计提供了一种有效的分析方法。     

基于频域采样的DFT纺织纱条波谱分析新算法

波谱分析是纺织工业中检测纱线质量的关键技术,长时间以来波谱分析均采用滤波方法实现,但采用模拟滤波法,可靠性和稳定性得不到保证,而采用数字滤波,其算法复杂且实现比较困难。针对这一问题,本文提出基于频域采样的DFT算法直接计算分析纱条信号的波谱,从而避免了大量滤波器的设计与实现问题,具有算法复杂度低与计算量小的特点,并用MATALB软件仿真验证了该算法的可行性。     

基于CFA模式的一种改进型双线性图像插值算法

本文介绍了图像传感器常用的CFA模式原理,针对该图像模式常用插值算法的缺陷,提出了一种基于图像相关性和简单边缘检测的改进型双线性插值算法。该算法具有算法简单,插值效果好,节约处理器指令周期等特点,可用于带有图像传感器的嵌入式系统中。     

核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》解读及修订建议

核设施的实物保护对于设施的安全运行和核材料的合法使用具有重要意义。2008年,国家核安全局发布核安全导则HAD501/02《核设施实物保护(试行)》(下称《导则》),将我国民用核设施分为三个实物保护级别,并明确了相应的分区保护要求。几年来,《导则》为规范我国核设施实物保护工作做出了重要贡献;但是,实践表明《导则》存在部分不足之处,如个别条款缺乏量化指标,导致分级扩大化。本文对《导则》的制定理念和原则进行了解读,并结合实践,提出了对《导则》进行修订的具体意见和建议。     

设计基准内压下混凝土安全壳的有效预应力作用研究

核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术,预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程,以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算,同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析,利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算,对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明,预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压,安全壳整体结构是安全的,这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致,可供工程设计人员参考。     

“华龙一号”征兆导向法事故处理导则定值设置研究

“华龙一号”（HPR1000）机组应用征兆导向法事故规程（SEOP），在设计上，也采用更先进的征兆导向法事故处理导则。事故导则定值在导则中用于执行事故的诊断，根据定值的设置可以通过手动操作缓解事故后果，并通过定值确认电厂处于安全停堆工况。定值的正确设置是事故处理导则设计的重要内容，保障事故处理策略缓解事故工况的效果。本文针对“华龙一号”征兆导向法事故导则，以裂变功率产生/ATWS响应导则为例，详细介绍了该导则定值的分析过程，包括导则策略分析和导则名义值的确定、安全壳不利工况临界值的确定、导则关键定值的判定、仪表误差考虑的因素以及安全壳不利工况仪表误差对导则的影响分析。本文提出一套完整的确定征兆导向法事故处理导则定值的方法。     

反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究

本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。