励磁变压器CT参数核算与选型设计

通过计算秦一厂主系统和励磁变参数,对系统进行等效处理和网络变换,在此基础上展开参数核算和设备选型,并根据参数核算进行现场二次电缆线径的调整和确认,现场结果表明,励磁变压器CT选型及核算保证了秦一厂OLE项目励磁变CT对系统的适用性,保障了保护测量的准确性,提高了 CT抗饱和能力.     

基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序发展研究

为了精确描述和分析具有强烈各向异性中子注量率空间分布的反应堆燃耗过程,本文实现了三维SN 输运计算与燃耗计算的耦合,发展了相应的三维输运燃耗耦合计算程序.该程序系统采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和同位素燃耗计算程序的方法实现对三维中子学计算模型的精细燃耗计算,获得燃料同位素成分、燃耗反应性、中子注量率空间分布等参数随燃耗时间的变化量.采用IAEA 基准校核例题对程序系统进行了校核,计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性.     

核电站励磁变压器设计选型及运行优化

秦一厂在一次大修期间进行了励磁系统改造的变更项目,由自并励静止励磁系统代替原本的三机有刷励磁系统,完成改造后,在保证机组安全稳定运行的前提下增加了发电机容量。文章主要包括两种不同励磁系统的变更和励磁变压器的设计选型等内容。在变更结束后,现场出现励磁变压器运行温度偏高的问题,文章还提出一种有效解决此问题的方法,可以对励磁变压器运行环境进行有效优化。     

秦一厂OLE项目励磁系统改造设计及接口优化

为满足励磁系统在秦一厂运行许可证延续阶段的安全可靠运行,基于前期开展的部分关键设备寿期评估和可行性研究,将原ABB UNITROL F系列的励磁调节器更新为上海成套院组装的ABB UNITROL 6800型数字式双通道励磁调节器,将现有的三机励磁改造为自并励方式.本文根据现场改造实际情况,提出对励磁系统参数、逻辑、接口...     

基于C#与C++混编的轻元素X荧光测量软件

为了节约软件的开发周期,提高软件的开发效率,本文提出了一种基于C#与C++混编的轻元素X荧光测量软件的开发方法。该软件利用一款轻型的SQLite数据库存储配置参数、谱线数据等信息,并用第三方ZedGraph图形控件显示谱线,方便了数据管理,提升了界面的友好展示性。软件底层采用基于C++封装的SQLite和串口动态库,上层用C#做界面,提高了系统的稳定性和开发效率等。该软件完成了参数配置、自动换样、定时测量、谱线处理、数据保存等功能。该软件功能设计完善,界面友好,操作方便,稳定性较好,已成功的用于野外轻元素X荧光测量分析,经实测分析,该软件可满足野外现场可靠使用要求。     

测氡仪检定报告自动生成系统设计

为实现测氡仪检定数据的自动分析,采用VS2008软件开发平台,研制了基于ACCESS数据库和.NET Framework 3.5的测氡仪检定报告自动生成系统。该系统自动完成数据分析以及待检测氡仪的重复性、体积活度响应、相对固有误差等参数的计算,自动生成检定报告,节省了人力物力,便于历史检定数据和测氡仪检定周期的保存和查询。     

230 MeV质子回旋加速器超导线圈力学分析及固化工艺研究

本文对230 MeV质子回旋加速器超导线圈进行了力学分析,对其在绕制、降温、励磁等不同工艺条件下的强度进行了校核,并对其固化工艺进行了研究。通过7次绕制与浸渍实验,得到满足超导线圈固化要求的主要工艺参数。根据以上研究结果制造的超导线圈在励磁过程中没有失超,验证了其具有良好的结构稳定性。     

重离子加速器束运线数据库系统设计优化

描述了兰州重离子加速器冷却储存环（HIRFL-CSR）束运线电源参数数据库系统的设计优化。依托HIFEL-CSR的主数据库系统Oracle，设计了电源电流的读取界面，实现电源的实时监控，建立了新的电源参数数据库分系统，并实现了Oracle数据库系统和Access数据库系统的数据互存，建立了方便的参数打印、查询界面。     

大型发电机励磁系统改造方案设计及选型

提高发电机励磁系统的设计水平,对保证发电机组及电网的安全可靠运行有着十分重要的意义。本文针对三机无刷励磁系统,从系统设计、设备选型等角度出发,提出了某650 MW核电机组发电机励磁系统改造的整体配置方案,对关键元器件及设备的选型进行了详细分析及计算,为发电机励磁系统改造提供了借鉴,对大型发电机组励磁系统的设计具有参考作用。     

聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度,在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上,本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY,设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核,验证了数据的可靠性与正确性。同时,采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析,分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。     

Improved method to demonstrate the structural integrity of high density fuel storage racks

Reracking of existing fuel pools to the maximum extent is desirable from an economical point of view. This goal can be achieved by minimizing the gaps between the spent fuel storage racks. Since the rack design is aimed at enabling consolidated fuel rod storage, additional requirements arise with respect to the design and the structural analysis. The loads resulting from seismic events are decisive for the structural analysis and require a specially detailed and in-depth analysis for high seismic loads. The verification of structural integrity and functionality is performed in two phases. In the first phase the motional behavior of single racks, rows of racks and, where required, of all racks in the pool is simulated by excitation with displacement time histories under consideration of the fluid–structure interaction (FSI). The displacements from these simulations are evaluated, while the loads are utilized as input data for the structural analysis of the racks and the pool floor. The structural analyses for the racks comprise substantially stress analyses for base material and welds as well as stability analyses for the support channels and the rack outside walls. The analyses are performed in accordance with the specified codes and standards.     

Preprocessing PIXE spectra

Proton induced X-ray emission (PIXE) spectra are normally represented by a model containing both linear and nonlinear parameters. Considerable improvement in calculation time can be made if initial values for these parameters are accurate. This paper discusses simple preprocessing of measured data to obtain estimates for such parameters as energy calibration, detector resolution, and possible elements. This information is useful as either input to a spectrum analysis code or a database for an expert system driving the analysis.     

53.667 MHz重离子RFQ的不稳定性研究

采用多粒子跟踪程序BEAMPATH对53.667 MHz RFQ进行模拟计算,基于RFQ腔体冷测、机械测量的结果,在考虑其入口束流不稳定性、电压不平整度、高频系统稳定度、加工误差、安装误差等因素的情况下,对RFQ的出口束流品质和不稳定性进行了系统分析。结果表明,在现有的加工、安装水平下,提高RFQ入口束流稳定度和高频系统稳定度对束流在RFQ中的传输十分必要。     

加速器直流电源纹波抑制研究

为降低加速器直流励磁电源的输出电流纹波,研究了一种抑制电源输出电流纹波的直流有源滤波器(DAF)。采用检测负载电压的方式,解决了电流纹波幅值小难以检测的问题。通过控制DAF吸收或注入谐波电流来降低电压纹波,进而达到降低电流纹波的目的。设计的buck/boost电路作为有源滤波器的主电路,能维持储能电容电压的稳定,省去了整流电路。对设计方案进行了仿真并搭建了实验样机进行验证,实验结果表明,设计的DAF对低频纹波有一定的抑制效果。     

基于MongoDB的HIAF Archive Engine设计与实现

强流重离子加速器装置（HIAF）的控制系统采用实验物理和工业控制系统（EPICS）架构,运行数据存储系统为HIAF运行中的运行数据、历史数据和静态参数提供稳定可靠的存储。针对当前EPICS架构下的数据存储工具仅支持关系型数据库的不足,开发非关系型数据库MongoDB接口,并利用MongoDB嵌套对象和多层级存储结构的特点优化存储表结构,实现波形、图像等非关系型数据的高效存储;为调束人员提供基于标志位PV（Flag PV）方式的加速器运行数据手动存储方案以提升历史数据检索效率及数据可用性;同时针对海量历史数据的存储需要,利用MongoDB Sharding搭建MongoDB分布式集群。     

上海同步辐射光源工作点稳定性研究

上海同步辐射光源（SSRF）是一台第3代高性能同步辐射装置,已稳定运行超过10年。储存环的线性光学模型稳定是光源稳定运行的基础。工作点反馈系统可实时地校正工作点,并间接地以降维的方式反馈难以在线测量到的线性光学函数。工作点反馈系统在SSRF的稳定运行验证了此方法的可行性,该反馈系统不仅使得工作点稳定度显著提升,也使得束流发射度、注入效率以及束流寿命等重要参数的稳定度得到大幅提升。衍射极限储存环光源是现阶段被广泛研究和建设的新一代同步辐射光源,工作点反馈系统也将发挥更重要的作用。本文分析电子储存环线性光学函数和工作点的稳定性,回顾SSRF工作点反馈系统的实际运行情况,介绍工作点反馈系统在SSRF衍射极限环lattice（SSRF-U）的模拟。工作点反馈在SSRF的实际运行情况和在SSRF-U的模拟结果显示,该系统可将工作点稳定在±0.001范围内,可满足储存环光源稳定运行和线性差耦合共振圆束斑模式对工作点稳定度的需求。     

核素实验室样品测量及分析数据归档系统研制

介绍了禁核试北京放射性核素实验室样品测量及分析数据归档系统的研制过程.该系统由样品测量及分析数据库、测量数据的自动存储、能谱数据的分析和基于Web的数据检索统计工具等四部分组成,实现了核素实验室样品测量数据及其分析结果的自动存储和统计查询,提高了北京放射性核素实验室对样品测量数据及其分析结果的管理能力.     

基于自适应遗忘因子RLS算法的稳压器模型在线辨识

为提高稳压器时变系统模型辨识的准确性及其参数在线辨识的快速性和鲁棒性,并研究遗忘因子大小对遗忘因子递推最小二乘法算法特性的影响,提出了一种基于模糊算法的自适应遗忘因子递推最小二乘法算法。该算法以系统动态特性值与辨识模型值之间的残差时间序列平均值及其变化率作为模糊算法的输入,遗忘因子修正量为输出,从而实现遗忘因子的自适应调整。通过对某核电厂稳压器降压系统进行仿真,结果表明,该算法可实时调整遗忘因子大小,有效地解决了稳压器模型参数时变性的问题,得到了较精确的时变模型;有效地解决了参数辨识结果稳定性和收敛速度相互矛盾的问题。因此,该算法具有可行性和优越性。      

Estimation of sensitivity coefficients of core characteristics based on reduced-order modeling using sensitivity matrix of assembly characteristics

We propose an estimation method of sensitivity coefficients of core neutronics parameters based on a multi-level reduced-order modeling approach. The idea is to use lower-level models to identify the dominant input parameter variations, constrained to the so-called active subspace, which are employed to determine the sensitivity coefficients of the core neutronic parameters. In our implementation, the lower-level model is represented by two-dimensional assembly calculations, which are employed in the preparation of the few-group cross-sections for core-wide calculations. The active subspace basis is estimated using the singular value decomposition of sensitivity matrices of assembly neutronics parameters. In numerical verification calculation, sensitivity coefficients of core characteristics for a typical three-loop PWR equilibrium-cycle are estimated using the proposed method and the direct method. Comparison of these two results shows that the proposed method well reproduces the results obtained by the direct method with lower calculation costs. Through the verification calculations, applicability of the proposed method to practical light water reactor analysis is confirmed.