检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第3期37卷 173-180页

作者：郝琛赵强李富宇炎张春艳张惠雁哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 清华大学核能与新能源技术研究院北京100084

采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较... 详细信息

采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较的思路研究在不同堆芯运行状态下核数据对AP1000燃料组件宏观参数计算不确定性贡献的机理。研究结果表明:核数据自身不确定性通过组件输运计算最终传递给宏观截面参数的不确定性是基本恒定的。其中,^(235)U平均裂变中子数反应、^(238)U辐射俘获反应、^(238)U共振非弹性散射反应及~1H共振弹性散射反应对组件宏观截面参数计算不确定性贡献尤为突出。同时,温度升高导致组件kinf及宏观截面参数计算不确定性增加;燃料富集度降低及可燃毒物的存在均使组件kinf计算不确定性增加;组件快群截面计算不确定性远大于热群截面计算不确定性。其中^(238)U辐射俘获反应、共振非弹性散射反应等截面信息应重点关注并且需要进一步评价和改进。

关键词： AP1000 组件截面不确定性敏感性

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注气方式对低压两相自然循环流型及流动特性影响实验研究

注气方式对低压两相自然循环流型及流动特性影响实验研究

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第十五届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室学术年会

作者：曹鹏久曹夏昕李娜曹建华孙中宁哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室华龙国际核电技术有限公司

通过向上升段内注气的方式来研究注气驱动的低压自然循环的流动特性,分析了不同注气方式对上升段两相流流型演变、系统循环流量变化以及阻力特性的影响规律。结果表明,采用直接注气方式的上升段内先后出现了泡状流、弹帽泡状流、弹状流... 详细信息

通过向上升段内注气的方式来研究注气驱动的低压自然循环的流动特性,分析了不同注气方式对上升段两相流流型演变、系统循环流量变化以及阻力特性的影响规律。结果表明,采用直接注气方式的上升段内先后出现了泡状流、弹帽泡状流、弹状流和搅混流4种流型,系统循环流量随着注气量的增加而增大,受两相段阻力逐渐增大的影响,流量增速逐渐减缓。而在多孔介质管注气方式下,上升段内不再形成弹状流,出现了泡状流、弥散泡状流、弥散-弹帽泡状流以及搅混流4种流型,系统循环流量随注气量的增加呈现先增大后减小的趋势。与直接注气方式相比,采用多孔介质管注气方式产生的循环流量平均提高约8.5%,且在相同注气量的条件下,循环流量的波动幅度更小,因此从提升自然循环流动性能的角度而言,采用多孔介质管注气方式要优于直接注气方式。

关键词：低压自然循环注气方式流型流动特性

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百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解

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原子能科学技术 2016年第12期50卷 2236-2239页

作者：孙凤王玉卿张志俭哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核电工程有限公司北京100840

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g^0.6g地震... 详细信息

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g^0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。

关键词：核电厂概率风险评价地震风险

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核反应堆功率模糊广义预测控制

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核科学与工程 2016年第3期36卷 299-305页

作者：吴天昊栾秀春王俊玲刘春雨杨志达周杰哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

为了满足核电机组提高负荷跟随性能的需求,基于T-S模糊模型,设计了针对点堆中子动力学方程的模糊广义预测控制器。利用并行分布补偿(PDC)方法,将基于线性化方程的各局部预测控制器在强非线性的全局范围内统一起来,从而扩大了反应堆功率... 详细信息

为了满足核电机组提高负荷跟随性能的需求,基于T-S模糊模型,设计了针对点堆中子动力学方程的模糊广义预测控制器。利用并行分布补偿(PDC)方法,将基于线性化方程的各局部预测控制器在强非线性的全局范围内统一起来,从而扩大了反应堆功率控制中广义预测控制器的适用范围。计算机仿真结果表明,对于三种典型的反应堆运行工况,所设计的控制器都能在保证安全的前提下,在全局范围内表现出良好的负荷跟随能力。

关键词：核反应堆功率控制 T-S模糊模型广义预测控制

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蒸汽发生器水位变增益跟踪控制

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计算机仿真 2016年第3期33卷 105-108+154页

作者：王俊玲齐婧伟哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室

在蒸汽发生器水位优化控制的研究中,由于蒸汽发生器是一个高度复杂的非线性时变系统,水位不易保持稳定。为解决上述问题,根据线性参数变化理论,建立了时变且参数依赖的多胞线性参数变化模型,用含有H;性能的线性二次型调节器（linear-qua... 详细信息

在蒸汽发生器水位优化控制的研究中,由于蒸汽发生器是一个高度复杂的非线性时变系统,水位不易保持稳定。为解决上述问题,根据线性参数变化理论,建立了时变且参数依赖的多胞线性参数变化模型,用含有H;性能的线性二次型调节器（linear-quadratic regulator,LQR）方法,设计了分段变增益跟踪状态反馈控制器。控制器的求解采用线性矩阵不等式技术。仿真结果表明,控制器具有良好的跟踪性能,且能够有效地抑制干扰,控制水位的稳定。

关键词：蒸汽发生器水位控制线性二次型调节器控制线性矩阵不等式

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非能动先进压水堆核电厂SGTR事故概率安全评价

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核技术 2016年第8期39卷 73-78页

作者：潘亚兰栾秀春王喆左嘉旭宋维环境保护部核与辐射安全中心北京100082 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Prob... 详细信息

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)事故是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点。该事故的研究和评价对核电站安全具有较大意义。选取典型非能动先进压水堆核电厂AP1000的SGTR事故进行一级概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment,PSA),采用事件树分析方法得到电厂事件发生后系统、设备和人员不同响应所产生的事故序列,然后建立相关系统的故障树模型进行可靠性分析。借助Risk Spectrum软件,计算SGTR事故导致AP1000核电厂的堆芯损伤频率(Core Damage Probability,CDF),并进行堆芯损伤的最小割集分析及重要度和敏感性分析。通过一系列分析得到导致堆芯损伤的重要基本事件,从而找到系统存在的薄弱环节。

关键词：能动先进压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂堆芯损伤频率概率安全评价

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核安全级数字化仪控系统软件可靠性评估

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核动力工程 2016年第1期37卷 143-147页

作者：刘盈杨明中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001

采用核电厂安全审查大纲技术的分支NUREG-0800 BTP7-14分别建立基于贝叶斯(Bayes)网络的阶段评估模型以及综合评估模型。在阶段评估模型中,确立8个阶段,通过13个一级指标、74个二级指标、326个三级指标来完成对软件阶段性的实时评估。选... 详细信息

采用核电厂安全审查大纲技术的分支NUREG-0800 BTP7-14分别建立基于贝叶斯(Bayes)网络的阶段评估模型以及综合评估模型。在阶段评估模型中,确立8个阶段,通过13个一级指标、74个二级指标、326个三级指标来完成对软件阶段性的实时评估。选用Hugin贝叶斯网络分析工具,针对测试对象展开预测推理及敏感性分析。经过测试后得到该软件在生命周期不同阶段对标准的符合程度,经综合评估模型推理,可得该软件在标准层面的可靠性指标是98.84%。经敏感性分析,可以定性地发现软件在生存周期中存在的薄弱环节,为评估核安全级数字化仪控系统的可靠性和安全性奠定基础。

关键词：核安全级数字化仪控系统软件可靠性标准贝叶斯网络

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多物理耦合方法在严重事故仿真软件SimSA开发中的应用

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原子能科学技术 2016年第5期50卷 846-850页

作者：魏巍齐克林林旭升杨森权谭超哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中核武汉核电运行技术股份有限公司湖北武汉430223

为满足核电厂全范围模拟机对严重事故过程仿真的需求,自主开发了严重事故仿真软件SimSA,能模拟从设计基准事故到严重事故的主要事故过程,并能准确给出相关进程的计算结果。SimSA包含3大主要模块:热工水力模块(Therm)、堆芯行为模块(Core... 详细信息

为满足核电厂全范围模拟机对严重事故过程仿真的需求,自主开发了严重事故仿真软件SimSA,能模拟从设计基准事故到严重事故的主要事故过程,并能准确给出相关进程的计算结果。SimSA包含3大主要模块:热工水力模块(Therm)、堆芯行为模块(Core)以及安全壳行为模块(Cont)。其中,Therm与Core两个模块的耦合过程中采用了SCDAP/RELAP5相似的基于过程机理的耦合方法。本文结合SimSA软件的具体情况介绍了这种耦合方法的实现过程,并采用耦合后的程序对大破口叠加安注失效及全厂断电叠加辅助给水丧失两个典型初因事故导致的严重事故序列进行了计算,将计算结果与相同初始条件下MAAP4的计算结果进行对比分析。结果表明,SimSA中采用的这种耦合方式是成功的。

关键词：多物理耦合严重事故仿真热工水力

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辐照条件下SiC晶界导热性能的分子动力学分析

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材料科学与工程学报 2016年第1期34卷 127-130,149页

作者：王庆宇王成龙哈尔滨工程大学核科学与技术学院核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001

SiC材料由于具有优良的物理化学性质而在工程领域得到广泛应用。但在辐照条件下,Frenkel缺陷势必影响材料的宏观性质。尤其在核能工程领域,辐照无法避免,而传热性质是材料的关键性质之一。本文采用分子动力学方法模拟了SiC材料晶界导热... 详细信息

SiC材料由于具有优良的物理化学性质而在工程领域得到广泛应用。但在辐照条件下,Frenkel缺陷势必影响材料的宏观性质。尤其在核能工程领域,辐照无法避免,而传热性质是材料的关键性质之一。本文采用分子动力学方法模拟了SiC材料晶界导热性质在辐照缺陷存在条件下的变化规律。研究结果表明,晶界扭转角度越大,界面能也越大,并且界面热阻大致与界面能呈正比关系。辐照缺陷的存在使界面热阻增加了一个数量级。声子态密度分析结果表明,界面附近原子晶格失配程度增加是导致辐照后界面热阻进一步增加的原因。

关键词：分子动力学 SiC 晶界热导辐照损伤

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女性蹲姿曲面模型光子外照射剂量研究

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辐射防护 2016年第3期36卷 135-141页

作者：马兰刘春雨梁潇葛亚雄颜彬哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 中广核研究院有限公司广东深圳518108

基于中国女性参考人曲面模型建立女性蹲姿曲面模型,采用蒙特卡罗方法,针对6种标准光子外照射几何,计算光子能量0.01~10 Me V范围内21个能量点的器官吸收剂量转换系数和有效剂量转换系数,并与直立姿势的剂量数据进行了对比。结果表明：... 详细信息

基于中国女性参考人曲面模型建立女性蹲姿曲面模型,采用蒙特卡罗方法,针对6种标准光子外照射几何,计算光子能量0.01~10 Me V范围内21个能量点的器官吸收剂量转换系数和有效剂量转换系数,并与直立姿势的剂量数据进行了对比。结果表明：两种姿势中某些器官的吸收剂量转换系数在前后、后前以及侧向照射方式下差异较大。其中,后前照射方式下,光子能量为0.03 Me V时,乳腺的吸收剂量转换系数比直立姿势高115.1%。在不同照射方式下,大部分能量点的有效剂量转换系数的差异在10%范围内。转换系数的差异主要是由于胳膊和腿位置的改变,以及蹲姿时因身体前倾造成器官在照射方向上厚度发生改变而产生的。

关键词：蹲姿曲面模型蒙特卡罗方法剂量转换系数

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