系统低剂量率失效和加速模拟试验方法

综述双极器件和双极线性电路在低剂量率辐射环境下的增强损伤,它可引起系统的早期失效。分析了引起低剂量率失效的物理机制,它与MOS器件电离辐射的损伤机制完全不同。为了缩短模拟试验时间和提高效/费比,研究了几种加速模拟试验方法,并对处于低剂量率下系统的加固保证也提出了一些看法。     

核电厂松动部件监测系统误报警分析处理与改进建议

简要介绍了岭澳核电站二期3号机组松动部件与振动监测系统(KIR)传感器的位置布置,采用持续监测及软件模拟的方法对机组冷态功能试验及热态功能试验期间的报警问题进行了分析,并分析了由过载导致的报警原因及解决措施；对由系统原始缺陷导致的故障提出了改进建议:加宽系统的探测范围并增加测量通道.     

反应堆控制棒驱动机构模拟负载系统的研制

介绍了反应堆控制棒驱动机构(CRDM)模拟负载装置的设计原理和方法,研制出了一种新型的模拟负载系统,用来模拟反应堆棒控系统对控制棒的控制过程。对设计的模拟负载系统进行了功能性试验和性能参数测试,并与实际运行系统进行比较后,发现该系统达到了各项功能控制要求,且性能稳定可靠,模拟负载的电磁线圈散热性能与负载特性良好,各项性能指标达到了设计要求。     

RELAP5大空间自然对流管束传热模型改进及验证

基于经验证的单相和两相大空间自然对流管束传热模型,对RELAP5进行了改进,使得程序具备了模拟单相和两相大空间自然对流管束传热的能力。采用改进后的系统程序RELAP5和改进前的系统程序RELAP5对试验模拟体进行了对比计算,并采用试验数据对改进后的程序进行了验证,结果表明,改进后的系统程序计算结果与试验数据吻合较好。      

先进反应堆安全壳非能动特性分析及模拟架构

分析具有不同安全特征的安全壳系统,结合对事故过程机制及其物理模型分析,形成一整套适用于先进反应堆安全壳系统性能模拟的理论及试验验证分析体系架构,包括模拟需考虑的物理模型、模拟方法、模拟准则即等级划分、模拟数学模型以及相应试验验证流程。。     

中国实验快堆换料系统的验证试验

介绍了中国实验快堆换料系统的验证试验。该试验以检查设备的性能、验证系统的工艺要求和验证换料监控系统为目的,为此建立了综合试验台架,并在台架上首次模拟实现了快堆换料系统的全自动换料操作,为即将开始的中国实验快堆的安装调试奠定了坚实的基础。     

HTR-10余热排出系统的建模计算及试验验证

高温气冷堆的余热排出系统为非能动式系统,是一回路舱室冷却系统的组成部分之一。本文建立了10 MW高温气冷实验堆（HTR-10）余热排出系统在反应堆舱室内结构的三维模型,模拟HTR-10运行过程中余热排出系统的工作状况。在HTR-10上进行余热排出系统试验,获得了HTR-10在最高热功率为3 MW条件下余热排出系统的相关数据。将试验数据与模拟结果进行比对,结果表明：模拟结果与试验数据存在偏差。通过分析,提出从模型设计、工况适应性两方面对模型进行优化。     

高通量工程试验堆RELAP5建模与试验评价

出口母管破口失水事故(LOCA)是高通量工程试验堆(HFETR)安全评价的重要始发事件之一,本文基于RELAP5程序,建立了HFETR的数值计算模型,模拟了HFETR的LOCA试验工况;通过手动全开HFETR除气系统DN50阀模拟出口母管失水试验,获得了反应堆进出口压力、容补器压力和破口流量的变化,并通过试验数据验证了RELAP5程序的计算结果合理性,结果表明:RELAP5计算结果和实验结果吻合较好,最大相对误差为7.4%,说明利用RELAP5程序模拟低温中压压水型研究堆的系统瞬变可行。     

秦山核电厂自然循环试验后的计算分析

压水堆核电厂反应堆冷却剂系统自然循环能力是这种类型核电厂固有的安全性之一。本文介绍用轻水堆瞬态分析程序RE-TRAN-02,并根据秦山核电厂自然循环试验的步骤和测量的电厂参数来模拟分析计算不同反应堆功率下电厂自然循环冷却的能力;最后将试验后的分析结果与试验结果和试验前的分析作比较,以评价试验结果的可靠性以及分析中所采用的设备参数对分析计算的影响。     

安全级DCS模拟件制作中的关键要素分析

为确保安全级数字化控制系统(DCS)取证过程中模拟件的代表性,基于核安全监管当局对模拟件的要求,从架构、功能和性能、鉴定试验、制作过程及质量保证体系4个方面对安全级DCS模拟件制作过程中的关键要素进行了分析。结果表明,安全级DCS模拟件制作除需关注基础功能模块的代表性外,还需重点关注基础功能模块组成系统的代表性,具体涉及系统构架、信号路径、软硬件、性能指标、鉴定试验、制作工序及工艺和质量保证等方面。分析结果可为安全级DCS取证提供参考。     

反熔丝型现场可编程门阵列单粒子锁定实验研究

利用单粒子效应脉冲激光和锎源模拟试验系统,对反熔丝型A42MX36现场可编程门阵列进行了单粒子锁定敏感性评估试验.脉冲激光试验确定了单粒子锁定脉冲激光阈值能量及其等效重离子LET、锁定电流等敏感参数;锎源模拟试验确定了单粒子锁定截面.对试验中出现的由单粒子绝缘击穿和单粒子伪锁定引起的电流跃变现象进行了讨论和分析.     

CAP1400非能动安全壳整体试验蒸汽供应系统仿真

CAP1400非能动安全壳冷却系统整体试验台架中的蒸汽供应系统为试验提供蒸汽,用以模拟破口事故发生时安全壳内蒸汽的释放情况。本文利用RELAP5/MOD3.3软件建立了蒸汽系统分析模型,开展了试验工况分析,以获得满足试验蒸汽需求时,蒸汽供应系统中关键设备的运行参数,为试验控制系统的设置提供依据和参考。     

秦山核电厂空气净化系统气流分布均匀度的实验研究

为验证已建成的秦山核电厂空气净化系统气流分布的均匀度，在实验室进行了小试验和模拟试验。小试验和１：１模拟试验结果表明，该系统的设计满足规定的要求。此结果也为在现场进行的“气流分布均匀度试验”所证实。     

中国实验快堆失去厂外电后单台主泵停运的一回路瞬态特性分析

失去厂外电源是在中国实验快堆(CEFR)运行寿期内可能多次发生的预计运行事件。本文基于自主研发的系统瞬态分析程序FASYS分析了CEFR失去厂外电源后单台主泵停运的事件,并将事件过程中的关键参数与试验结果进行了对比。通过试验和模拟分析,得到了中国实验快堆失去厂外电源后单台主泵停运的一回路瞬态特性。     

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。     

恰西玛核电站蒸汽发生器下部模拟体的地震响应分析和试验

完成了恰西玛核电站(CHASNUPP)蒸汽发生器下部模拟体的地震响应分析和试验。下部模拟体由管板、441根U形棒(模拟U形管)、9根拉杆、管束套筒、下筒体以及下筒体和管束套筒间的一些定位螺栓所组成。分析和试验数据表明蒸汽发生器下部模拟体的刚性比纯管束模拟体大,下部模拟体在地震条件下以系统运动的形式出现。另外,下部模拟体的固有基频高于管束而低于下筒体的对应值,整体频率分量占绝对优势而局部频率分量不明显。试验数据和有限元的分析结果符合得很好,验证了数学模型的有效性。     

光辐射模拟在轨测试系统跟踪能力与捕获能力试验研究

主要对卫星光辐射模拟测试系统进行了评估试验,评估试验包括光辐射系统跟踪能力试验和卫星目标捕捉能力试验.结果显示该系统可以对卫星进行平稳跟踪,观测能力远高于需求指标.     

重离子和脉冲激光模拟单粒子翻转阈值等效性研究

根据重离子和脉冲激发诱发单粒子翻转机理,分析了重离子和脉冲激光模拟单粒子翻转阈值（激光能量与重离子线性能量转移（LET））等效方法，得出脉冲激光与重离子单粒子翻转阈值等效计算公式。应用实验室的激光模拟单粒子效应试验系统，开展了几种器件和集成电路的单粒子翻转实验研究。利用获得的计算公式计算激光等效LET阈值，并与国内外重离子实测数据进行比较。结果表明，脉冲激光能量等效LET阈值与重离子试验LET阈值较为一致。     

IDT6116单粒子敏感性评估试验技术研究

为评估IDT6116SRAM单粒子敏感性,采用地面试验方法和地面试验系统,利用脉冲激光、重离子和²⁵²Cf源3种不同的地面模拟源,对IDT6116SRAM器件进行单粒子敏感性试验研究,并对3种不同的模拟源的试验结果进行等效性分析比较,同时进行总剂量效应对单粒子效应影响的试验研究。研究结果表明：IDT6116SRAM抗单粒子翻转和锁定的能力较强;接受一定辐照剂量后的试验样品对单粒子翻转更加敏感,且翻转阈值略有降低,翻转截面略有增大。     

应急给水系统流量偏离的系统解决方案

应急给水系统（EFS）作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作建立了EFS热工水力模型,并将数值模拟结果与试验数据进行校核,确定了模型的可靠性。通过数值分析,提出EFS流量超准则的解决方案。进一步试验结果表明,EFS破口流量显著降低,完全符合验收准则。