自主化核设计软件瞬态分析模型的安全评价问题探讨

受制于缺乏足够的瞬态数据,核设计软件瞬态分析模型的确认普遍存在不充分的问题,也给核设计软件的安全评价工作带来了较大的困难。本文介绍了在国内现有的数据基础上,针对核设计软件瞬态分析模型,所采用合理的安全评价的方法。本文的研究成果可为核设计软件瞬态分析模型的确认提供参考。

适用于核动力设备故障诊断的改进粒子群优化算法

提出一种基于改进粒子群优化(IPSO)算法的核动力设备故障诊断方法.利用已知核动力设备故障征兆集合,选用概率因果模型求解具有最大后验概率的故障集合;在传统粒子群优化(PSO)算法的基础上,利用佳点集原理对PSO算法进行初始化,优化了粒子群的初始化范围;借助自适应调整的惯性权重法,避免PSO算法未成熟收敛,加快了收敛速度.最后通过算例证明该方法的有效性.结果表明:基于改进粒子群优化算法的概率因果模型不受故障样本的限制,具有较好的通用性,且模型故障诊断精度较高、寻优速度快.

压水反应堆下腔室流动特性数值模拟分析

压水反应堆冷却剂在下腔室内的流动间接影响着堆芯功率分布的变化,为了掌握某新型反应堆下腔室设计的内部冷却剂流动特性并获取重要的流动参数数据,采用ANSYS WORKBENCH建立了下腔室原型结构的三维全尺寸计算模型,利用计算流体力学程序CFX对冷却剂在下腔室内的流动过程进行了数值模拟,获得了最佳估算流量条件下的下腔室内部流场和压力场分布,以及下腔室出口区域的流量分配以及典型结构的压降。计算结果表明该反应堆下腔室的冷却剂出口流量整体分配均匀,但呈现从中心区域到边缘区域的缓慢衰减;内部冷却剂流动导致的最大压力出现在四个径向支承块位置;下腔室内部典型结构的流动阻力大小依次为二次支承组件,均流板和堆芯支承下板。

试样尺寸对核电厂主蒸汽管道断裂韧性的影响研究

以某核电厂SA335材料主蒸汽管道为研究对象,首先结合SA335的断裂阻力曲线(J-R曲线)试验测量结果,提出了一种方法确定韧性金属材料裂纹扩展模型(G-T模型)中的主要微观参数:初始孔隙率0f和初始孔隙间距D;随后,在有限元计算中引入G-T模型模拟了SA335紧凑拉伸试样的断裂过程,讨论了试样尺寸对于J-R曲线的影响.结果表明:试样厚度一致时,初始裂纹长度大的试样对应偏低的断裂韧性;当试样尺寸整体缩放时,较大尺寸的试样对应偏低的断裂韧性.最后,结合实例说明了试样整体尺寸对于主蒸汽管道临界裂纹长度的影响.

IVR条件下外部冷却流道变形的影响因素研究

当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,简称IVR)的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

新实施的军队医院转诊信息平台应用情况分析与思考

新实施的军队医院转诊信息平台实现了对于伤病员接诊医院因诊疗条件、技术水平等受限,需要其他军队医院技术支持或诊治的,向全军所有师、团级医院直接申请会诊、会诊医院综合考虑伤病员病情实施转诊。文章就某部队医院开通院间转诊信息平台运行情况进行介绍并对依托该平台开展会诊、转诊的情况进行统计分析,结合实际使用情况发现该平台对于提高伤病员转诊效率、救治水平及军队医疗资源合理分配具有重要意义但存在存在无法实现全部检验数据、检查影像和病历资料的远程共享,信息平台伤病员病历信息不详,无法依托该平台开展视频会诊、会诊医院无法判定转诊医院是否具备救治能力等问题,需要从平台升级、制度完善等方面进行改进。

严重事故安全壳废液中核素活度计算

福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注。严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提。根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中放射性核素活度的变化。结果表明:在堆芯核素向安全壳释放阶段,废液中各组核素活度逐渐增大,随后除镧组核素外,其他各组核素活度随时间逐渐减小,碘总活度降低最快,铯组总活度降低最慢;在事故初期,碘是废液中的主要核素,其次是铯;铯组核素占总活度的份额先减小后增大,而其他组核素占总活度的份额先增大后减小。^(134)Cs、^(137)Cs、^(89)Sr、^(90)Sr、^(127)Tem、^(103)Ru、^(106)Ru、^(144)Ce、^(241)Pu、^(90)Y、^(91)Y、^(95)Nb、^(95)Zr衰减很慢,是放射性废液的重要组成成分。

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明:本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,131 I、134 Cs、136 Cs、137 Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。

民族高校铸牢中华民族共同体意识路径研究

党的“十九大”提出“深化民族团结进步教育,铸牢中华民族共同体意识”,强调推进民族团结进步教育的重要性,为新时代民族工作的开展,提供了指导思想,指明了前进方向。深入了解民族高校的特殊性,把铸牢中华民族共同体意识融入民族高校工作,对促进民族地区人才培养、经济发展和维护民族团结具有重要意义。实现中华民族伟大复兴必须发挥教育的作用,特别是民族地区高等教育在铸牢中华民族共同体意识和实现中华民族伟大复兴中的关键性作用。

慢性骨性疼痛患者焦虑与抑郁情况及影响因素

目的探讨慢性骨性疼痛人群焦虑和抑郁情绪的发生率及其影响因素,为治疗过程中提高慢性疼痛患者心理治疗服务提供参考依据。方法利用随机抽样法选取2016—2017年西北地区4所三甲医院751名慢性骨性疼痛患者,采用问卷调查方法进行调查并使用逐步回归方法进行影响因素分析。结果在751例慢性骨性疼痛患者中,焦虑不良反应的发生率为37.68%,抑郁不良反应的发生率为31.42%。慢性骨性疼痛患者焦虑状况与抑郁水平、病程时长、体重指数(BMI)、家庭关系和工具性日常生活能力(IADL)有关(均P<0.05);患者抑郁情况与焦虑水平、社交能力、疼痛强度、情绪控制能力有关(均P<0.05)。结论慢性骨性疼痛人群的焦虑和抑郁状况较为常见,且与多种因素有关,应引起疼痛临床的广泛关注,并根据影响因素提供针对性的心理治疗服务。