船用核动力装置训练模拟器

本文介绍了船用核动力装置训练模拟器的构成、模拟范围,设计方法和基本的工作原理。     

船用核动力装置稳态运行方式探讨

根据船用核动力装置运行的特点，在分析研究冷却剂平均温度和蒸汽压力恒定的所谓“双恒定”运行方式的基础上，提出了在装置运行的低负荷区域保持冷却剂平均温度和蒸汽压力恒定的“准恒定”运行方式，分析了其稳态运行特性。     

船用核动力MMIS测试体系研究

核能系统从陆地向海洋发展,船用核动力系统逐渐成为热点。人机交互系统(MMIS)作为运行人员与船用核动力系统进行操控交互的核心媒介,能够直接影响到核动力系统的安全、高效运行。基于船用核动力MMIS承担任务的重要性和使用环境的特殊性,对船用核动力MMIS发展技术状态、基本组成进行分析,梳理MMIS测试范围;从MMIS硬件设备外观、性能、环境适应、电磁兼容、功能测试、软件测试、人因工程测试等方面构建测试指标体系,对MMIS测试方法进行研究,尤其对目前越来越受到重视的人因工程测试方法进行探讨和分析,能够为船用核动力MMIS研制提供支撑作用。     

船用核动力装置净化系统运行安全分析研究

基于船用核动力装置运行安全的需要,阐述运行安全分析研究的特点和重要性。开发了核动力装置全范围运行分析软件,并对一回路净化系统典型事故进行了运行分析,给出了事故判别和处置的措施。所用运行分析软件和方法可满足船用核动力装置动态特性分析、事故处理规程制定和验证等工作的需要。     

船用核动力装置辐射安全技术研究

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障,目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析,并从发展需求角度,归纳了两者的总体发展目标,梳理了各自的重难点技术,最后绘制了放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术的技术发展路线图,为我国船用核动力辐射安全技术发展提供了方向和支撑。      

船用核动力装置专家系统技术研究

以船用核动力装置为研究对象 ,建立了运行在仿真机上的全工况核动力装置运行仿真系统。利用智能专家控制理论 ,建立了能够管理整个装置运行的 ,能对典型运行故障进行检测与诊断的管理运行专家系统。此系统在出现故障时能及时调用知识库专家知识进行专家推理 ,分析核动力装置控制实际运行中典型故障产生的原因及解决方法、故障诊断处理具有实时性 ;利用神经网络理论 ,建立了神经网络故障检测与诊断专家系统 ,此系统将不断检测核动力装置各系统 ,并根据检测数据给出故障诊断结果。结果表明 ,在核动力装置三层智能控制结构下 ,利用神经网络故障检测与诊断专家系统对船舶核动力装置可能的运行故障进行险测与诊断 ,利用运行管理专家系统对核动力装置进行运行管理 ,提高了船用核动力装置的运行性能。所进行的专家系统研究对船用核动力装置的安全运行具有一定的指导意义     

船用核动力SGTR事故安全分析

本文论述了船用核动力装置蒸汽发生器传热管断裂事故（SGTR）安全分析的重要性。并以陆奥号核动力商船为例，运用事件树分析技术，对SGTR事故进行了安全分析。得出了事故后可能导致堆芯熔化的事故序列，确定了堆芯熔化数学模型，并进行了定量化分析。最后根据对支配性事故序列和各题头事件重要度的分析，提出了降低SGTR事故导致堆芯熔化发生概率应采取的相应措施。     

基于多分类SVM的船用核动力装置主回路系统破口特征诊断技术研究

失水事故发生时,在事故初期判断出事故类型对操纵员安全操作意义重大,为此提出一种基于监控参数的失水事故类型判断方法。该方法根据事故发生后13 s内监控参数的变化速率与破口类型的对应关系,提取故障征兆,建立事故判断模型,并根据建立的模型使用支持向量机分类的方法进行破口事故类型判断。试验结果表明,该方法在事故发生初期可准确、有效地判断出典型失水事故的破口尺寸和相对位置。     

船用核动力的发展特点与启示

美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先,其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究,创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化配置等共同发展规律,并从管理模式、技术路线以及发展趋势等方面挖掘提炼出美国和前苏联/俄罗斯船用核动力技术遵循的一系列共性特点和差异化特征,可为船用核动力发展提供一定的参考和启示。      

基于ESD的船用核动力装置一回路系统失水事故的事件序列

针对船用核动力装置事故分析的特点,从核动力装置运行安全的角度出发,采用基于事件序列图(ESD)和运行安全分析的联合分析方法,建立船用堆一回路系统失水事故的ESD模型。分析研究事故的演变过程和后果,获得完整的事件序列。     

浅谈核电厂关键阀门的状态管理

本文概述了核电阀门最新的分级原则,阐述了关键阀门全寿期状态管理的必要性,重点对采购/验收、安装/调试、运行阶段的阀门状态管理工作进行了详细剖析,为国内核电厂关键阀门全面实施状态管理提供了参考。     

核电厂MSIV电磁阀性能检测系统开发

针对压水堆核电厂MSIV上电磁阀性能检测的需要,研制了电磁阀开启/关闭特性及密封性等综合性能检测系统,介绍了检测原理方法和系统组成。该系统能有效检测出MSIV上电磁阀的综合性能,继而指导电磁阀后续的维修工作方向,有效避免人因失误,可作为一项重要的检修专用工具。      

核电厂抗震系统的耦合性分析

核电厂设施是由构筑物、管系、设备和部件(SSCs)等组成的十分复杂的系统,抗震I类设施的抗震设计分析是在安全停堆地震(SSE)设计基准事故下确保核电厂安全的重要措施之一。为了将核电厂中复杂的构筑物、系统、部件的抗震分析开展得全面、可靠又深入,最有效和通用的方法是在抗震分析中将整个构筑物、系统、部件合理地分解成若干抗震主系统和子系统。本文从将主、子系统简化为二自由度的基本振动原理出发,论证主、子系统解耦的条件,证实了美国核管会安全分析报告标准审查大纲3.7.2中提出解耦条件的依据。同时又论证了耦合系统中将子系统独立解耦并进行抗震分析时所必须满足的必要条件。本文的结论可为核电厂抗震设计分析工程师以及安全评审人员提供一个重要的设计分析及评审依据。     

核电厂堆功率复合控制器的研究

反应堆功率调节系统是核电厂反应堆控制的核心。本研究以反应堆为对象,采用状态反馈加比例-积分-微分(PID)的复合控制结构对核电厂堆功率进行控制。状态反馈阵的存在能够明显改善堆功率系统的动态特性,并对系统的控制量进行有效地抑制;PID控制器对系统起到微调的作用。仿真结果表明,该方法的正确性和有效性。     

核电厂疲劳监测系统开发方法研究

对国际上通用的在线疲劳监测系统进行了对比分析,总结了各系统的异同;针对不同的管道热工数据边界条件,提出热工数据需求与处理方法,开发了不同条件下的监测点应力影响函数,最终建立了一套完整的管道疲劳监测系统。     

核电厂运行规程整定值研究

核电厂运行规程与核电厂的安全运行密切相关,整定值内容作为运行规程的重要组成部分,其确定过程是运行规程开发技术的难点。针对示范工程非能动核电厂运行规程,对规程文件体系和整定值内容进行分析,结合核安全法规要求对规程整定值信息的功能、整定值结构进行研究,提出了确定运行规程整定值的系统性方法和总体流程。     

核电厂人员闸门数字样机应用技术研究

为提高核电厂人员闸门的安全、可靠性,基于数字样机技术,构建人员闸门整机和关键零部件的参数化模型,结合故障模式及影响分析（FMEA）方法,对人员闸门参数化模型进行可靠性分析,找到薄弱环节。并借助动力学仿真分析软件（ADAMS）和有限元分析软件（ANSYS）,对人员闸门顶升机构和筒体与密封门组成的承压部件薄弱环节进行了动力学仿真分析和应力计算与评定。结果表明,人员闸门自身存在的薄弱环节不会导致其产生功能或结构完整性失效事故,验证了人员闸门数字样机结构设计的合理性、装配关系的正确性。      

核电厂铅玻璃透过率影响因素研究

试验研究ZF6铅玻璃白光透过率的主要影响因素及其影响程度。分析辐射影响白光透过率的原因,揭示不同厚度铅玻璃在不同辐照剂量下的透过率变化规律,以及多层玻璃叠加对透过率的影响,找出铅玻璃所能承受的最大辐射剂量(或称"屈服点"),给出铅玻璃透过率表达式。从改善铅玻璃的可视效果和使用寿命角度,给出了工程设计与应用的建议。