PSA分析中可靠性参数的Kass-Steffey修正原理及应用研究

可靠性参数是核电厂概率安全分析评价(PSA)的基础,参数经验贝叶斯方法(PEB)在处理少量失效数据样本时会低估待估可靠性参数的不确定性;Kass-Steffey修正方法采用泰勒展开对参数的后验方差进行修正可以解决参数低估问题。研究Kass-Steffey修正原理并推导出一阶修正公式,计算带Kass-Steffey修正的多个核电厂始发事件频率的参数后验估计方差及90%的置信区间值。计算结果表明,对于失效数据次数多的样本,Kass-Steffey修正对后验方差及估计区间影响较小;对于失效数据稀少的样本,Kass-Steffey修正值得关注,修正后的后验方差变化16%~99%,置信区间值变化4%~53%。     

核电厂事故核素扩散有效剂量影响因子模拟研究

介绍了核电厂事故后果评价影响因素模拟分析方法,以某内陆核电厂址为研究对象,应用核电厂事故后果计算程序模拟了不同扩散参数和源项变化情景下核电厂事故短期大气弥散因子和有效剂量对其响应特征。结果表明,水平扩散参数情景下短期大气弥散因子的最大值发生频率相对于垂直扩散参数情景较低,有效剂量最大值发生频率源项情景远高于扩散参数情景,有效剂量对扩散参数的响应程度要比对源项变化的响应程度要高。多种因子对核电厂核素大气扩散特征的综合效应还需进一步研究。     

压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。     

CSIM自适应控制系统的研究

本文提出了电流型逆变器－异步电动机（ＣＳＩＭ）传动系统的速度自适应控制方案，利用模型降阶技术，在不显著影响系统性能的前提下，将原来系统的高阶数学模型降为便于控制器设计的低阶模型。设计了自适应控制系统，并用两片８０３１实现了该系统。实验结果表明，系统具有良好的动态静态特性。     

基于RCC-M与ASME的核2/3级管道应力评定比较

RCC-M《法国压水堆机械设备制造与设计规范》和ASME《美国机械工程师协会标准》为目前核电厂广泛采用的技术标准,两者对压水堆核2/3级管道应力评定的规定相似但不完全相同.论述了核2/3级管道应力分析及评定的方法;总结了RCC-M规范和ASME标准对核2/3级管道应力评定的要求,比较了不同载荷工况下两者的差异;以某管道为例,应用PIPESTRESS软件分别按照RCC-M规范和ASME标准对其进行应力评定.结果表明:总应力计算结果与应力增强系数和一次应力指数关系密切,RCC-M规范侧重压力的影响,ASME标准侧重自重及偶然荷载的影响.在内压为零及内压不大的情况下,ASME相对RCC-M更偏于安全.而对于内压较大,自重及偶然荷载的影响较小的情况下,RCC-M相对ASME更偏于安全.     

轮盖压型件的三点接触成型法

一、概述由于我厂产品品种越来越多 ,相应的模具及费用也在递增 ,针对一个圆弧及含直边的轮盖 ,根据金属材料塑性成型理论 ,运用了一种简易的成型方法 ,并获得成功。二、轮盖成型关键点的计算根据需要成型的轮盖的理论尺寸 ,以及金属材料塑性成型原理 ,计算出Ａ、Ｂ、Ｃ三个关键接触点 ,通过计算选择我厂现有的模具。三、垫环的设计根据轮盖的材质及厚度 ,通过回弹计算确定垫环尺寸 ,关键是高度尺寸的确定 (如图 1) ,垫环的合理高度保证了轮盖的型线合格。上模下行使锥料与垫环的Ｃ、Ｄ点达到接触 ,即完成压型。下面是通过实际经验 ,总结出…     

简述弧线轮盖分段压型模工件下料及模具设计

阐述了弧线轮盖结构形式、下料展开方式、模具设计的方式和应注意的要点以及模具检形样板设计的技巧.     

轮盖烘压后的整型掉边分析和处理

结合实例，对一些特殊材质弧型工件的变形修型过程中或运转时出现的轮盖掉边现象进行了系统分析，介绍了处理方法。