核动力装置设计质量形成机理及设计控制流程优化研究

通过研究设计质量构成、设计过程控制流程、设计产品的寿命周期和转换条件、核动力装置的设计过程,对核动力装置设计质量的形成机理进行了系统分析和薄弱环节的识别,并对设计质量问题产生的原因进行了初步分析,探讨了核动力装置设计过程优化方法,并提出了改进和优化设计方法的措施。     

核动力装置强迫循环与自然循环过渡过程特性研究

针对某型压水堆核动力装置,建立反应堆及一回路系统强迫循环与自然循环的计算分析模型,并与试验值进行比较,验证了建立的模型计算精度高,满足工程分析的要求.利用建立的数学模型,对自然循环与强迫循环过渡过程进行分析计算,结果表明:强迫循环向自然循环转换过程中冷却剂流量、蒸汽发生器压力、反应堆出口温度是几个约束参数;自然循环向强迫循环的转换过程中反应堆功率变化与周期变化幅度较大.     

核动力装置可靠性设计与分析

在新型核动力装置反应堆及一回路系统研制过程中,贯彻了可靠性设计的思想,开展了必要的可靠性工程活动,运用可靠性维修性设计与分析技术,针对一代产品的运行经验和信息反馈,采取了若干故障预防措施,对提高系统和设备的可靠性水平起到了积极的作用.     

核动力装置运行过程可靠性研究现状与发展

核动力装置运行过程的可靠性研究是保障装置安全，提高装置效能的重要基础，本文从运行过程可靠性问题的背景出发，研究了可靠性分析方法的适应性，并论述了问题研究的技术途径。     

核动力装置人员职业照射剂量的监测研究

本文根据十多年个人剂量监测结果,对核动力装置工作人员的辐射剂量状况作了总体分析,提出了由年平均剂量Ｈ、单位功耗人均剂量ｈ、集体剂量Ｓ、集体剂量分布比ＭＲ及中子剂量份额Ｐｎ组成的剂量评价指标体系,并对某些特征剂量参数的可靠性和正确性作了分析。     

核动力装置人员职业照射剂量监测

本文根据１４年个人剂量监测结果,对核动力装置工作人员的辐射剂量状况作了总体分析,提出了由年平均剂量Ｈ,单位功耗人均剂量ｈ集体特征Ｓ,集体剂量分布比ＭＲ及中子剂量份额Ｐｎ组成的剂量评价指标体系,并对某些特征剂量参数的可靠性和正确性作了分析。     

核动力装置控制室工效学三维仿真设计与评价

通过建立核动力装置控制室工效学设计与评价指标体系,开发核动力装置控制室三维仿真设计与评价软件,实现交互式和可视化的工效学设计与评价。研究实例表明,本软件能够准确且高效地完成核动力装置控制室工效学三维仿真设计与评价工作。     

船舶核动力装置人机系统设计研究

船舶核动力装置是一个复杂的人机系统，人的因素往往成为诱发核事故的主要原因。从系统工程的观点出发，全面研究核动力装置中人－机－环境三者之间相互关系的规律，在核动力装置总体设计中考虑人机匹配、改善人机关系，是降低人为因素引发核事故的可能性和提高动力装置运行安全性的有效途径。本文初步探讨了船舶核动力装置人机系统设计的基本原则。     

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。     

核动力装置冷启堆自动控制方法研究

针对核动力装置冷启堆自动控制问题,确定总体控制策略,并采用不同控制方法,分别设计启堆过程不同阶段的一回路平均温度、稳压器温度、压力、水位,以及蒸汽发生器(SG)二次侧蒸汽压力的控制算法;采用基于RELAP5和SIMULINK的核动力装置控制综合仿真平台对启堆过程进行仿真计算。结果表明,所设计的控制方法能够实现反应堆从冷态停堆到具备带负荷运行条件的全过程自动控制,并满足启堆操作规程和安全性的要求。     

核动力装置安全壳内氢气扩散传播过程的三维非定常数值模拟

研究了对核能系统火灾安全具有重要意义的核动力装置安全壳内氢气的扩散传播过程，采用圆柱坐标下的三维非稳态数学模型研究了含阻挡物的半圆柱体密闭壳体下部氢气在浮力作用下的运动过程。     

国外潜艇核动力装置的由来和展望

从50年代中期起,美国海军首先将核反应堆成功地装备在潜艇上,随后,(原)苏、英、法等国也相继发展了核潜艇,从而为潜艇的发展翻开了新的一页。本文简要介绍上述四个国家潜艇核动力技术近40年的发展过程、路线、方针和特点。     

核动力装置的基本安全原则

要确保核动力装置的安全运行,必须严格执行安全法规和建立本国的核安全法规体系,并且遵循行之有效的核动力装置的基本安全原则。本文扼要地介绍了核法规的重要意义、经济效果以及各国多年实践所积累的基本安全原则.     

核动力装置冷凝器实时仿真

根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型.该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度.用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较.结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求.     

核动力装置的协调控制系统

本文给出的核动力装置协调控制系统及其设计方法,是目前被许多工业过程证明所采用的先进控制系统。采用当今许多高新技术的集散控制系统为实现这种控制提供了硬件和软件保证。     

基于RELAP5的核动力装置故障诊断数据源研究

为解决故障状态下的核动力装置数据源问题,本文建立了核动力装置一、二回路系统的模型,选择秦山一期核电站为对象,利用RELAP5对蒸汽发生器U型管破裂进行计算.通过结果分析可知所建立的模型节点划分是合理的、数据卡编制准确,基于该模型产生的数据可信.将开发的数据与基于神经网络的故障诊断系统联调,诊断测试结果表明数据准确、充分,可以为核动力装置的故障诊断系统的研究提供数据支持.     

核动力设备综合实验装置中大型稳压器的设计

介绍了核动力设备综合实验装置大型稳压器的设计。该设备的主要特点是：选材合理，密封性能优良，具有防止产生疲劳破坏和热冲击的能力。该设备主要用于各种级别的核动力装置反应堆冷却剂系统的安全阀和释放阀的热态试验。     

核动力装置非能动技术特点

在分析核电厂非能动技术应用情况基础上,根据船用条件对核动力装置非能动技术应用的特殊性要求,从理论研究、实验技术、设计技术、设备技术和仿真技术等5个方面进行整理,建立一套适合于船用核动力装置的非能动技术体系,并在船用核动力装置中得到成功的应用。