面向5G消息的MaaP智能化管理功能设计

在5G消息系统架构中,MaaP平台是负责实现行业消息交互的核心网元。5G消息上线后,如何保障MaaP在用户数激增的情况下平稳运行成为了运维工作的关键问题。通过分析MaaP运维管理工作潜在问题及痛点,利用MaaP运行状态、告警信息等实时监控数据,结合数据分析技术初步探讨了智能运维辅助管理的功能设计方案,包括MaaP实时运行状态监管及未来趋势预测、MaaP故障处理预案管理及自动化执行等。

基于MAAP4的压水堆严重事故进程分析

严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性。利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程与安全壳内事故进程,同时概述事故缓解措施,方便理解严重事故整体过程。

浅谈MaaP商业模式下的RCS发展形势

对基于RCS的MaaP商业模式定义、架构、应用场景、应用案例等加以阐述,对MaaP商业模式的特征和优势总结分析。阐述MaaP商业模式对于运营商布局RCS的机遇与挑战,在个人消息市场空间饱和,行业消息市场活跃并收入可观的形势下,MaaP为RCS带来新的生机同时,也面临着来自多方竞争者的威胁。对国内运营商MaaP进展情况陈述总结,最后提出对MaaP RCS的发展建议。

基于MAAP5程序的秦山核电站严重事故分析

应用MAAP5程序建立了秦山核电站一、二回路,安全系统以及安全壳的模型,并以冷段双端断裂叠加高高、高、低压安注失效,安全壳喷淋系统失效为例,对该严重事故序列进行了模拟计算,给出了瞬态过程一些重要参数随时间的变化规律。结果表明:在72h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可得到保证,相关数据可为秦山核电站严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要参考。

基于MAAP的寿命周期费用分析

寿命周期费用分析是权衡分析装备研制和订购计划、辅助开展管理与维修决策的有效手段。欧美各国采用的MAAP软件以寿命周期内各类事件为驱动,可进行装备寿命周期费用分析、保障资源优化、系统设计方案权衡等工作。在阐述寿命周期费用的概念与特点的基础上,介绍了MAAP软件的计算原理,然后基于MAAP软件给出了装备寿命周期费用分析的具体过程与步骤,可为优化装备费用投入、提高装备效能提供参考。

基于MAAP5的严重事故模拟机开发

现有核电全范围模拟机以其完备的核电厂系统设备模型及逼真的操作环境,在核电厂操纵人员培训方面有着不可替代的作用。但由于FSS不包含严重事故模型,无法进行严重事故的仿真模拟,因此也就无法进行严重事故的相关培训。通过将成熟的一体化严重事故分析软件MAAP5与现有FSS集成开发严重事故模拟机,实现对严重事故工况的模拟,从而为核电厂相关工作人员提供EOP、SAMG、EDMG等的相关培训演练和考核提供有效的手段。对MAAP5与FSS集成技术进行深入研究,给出关键技术的解决方案,并通过测试验证了该集成技术能够很好的解决模拟机开发的问题,为严重事故模拟机开发扫清了技术障碍。

基于MAAP5.03与MAAP5.04程序的冷管大破口事故进程差异性分析

应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序列为例,研究MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、氢气源项、蒸汽发生器以及安全壳响应方面的差异。结果表明:MAAP5.04程序采用了更加符合物理实际过程的过渡段水封模型,直接反应在蒸汽发生器二次侧的热肼效应,使得蒸汽发生器行为和安全壳压力表现出一定的进程差异性;另外由于一次侧自然循环载热作用,使得MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、安全壳氢气源项行为上表现出一定的差异性,相关数据可为MAAP5程序的使用、评价提供重要的参考。

MAAP5程序堆芯捕集器模型分析

为了进一步提升MAAP程序的模拟能力,EPRI基于韩国的堆芯捕集器结构开发了分析模型。对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了解读,阐述了其冷却通道的模化和流动传热模型,分析了现有模型对临界热负荷(CHF)的评估和预测能力。堆芯捕集器的结构类型较多,从结构对象模化的角度初步探讨了现有分析模型对其他EVR设计方案的适应性,相关内容可为从事核电厂严重事故相关工作的人员提供参考,并可为EVR分析模型进一步功能升级提供支撑。

MAAP5程序堆芯捕集器模型分析

文中对MAAP5程序中的堆芯捕集器模型进行了较为深入的描述,并对国际上现有EVR设计方案进行适应性分析,现有MAAP5程序堆芯捕集器模型还需要进一步的试验数据验证和模型适应性升级。

模块式小型堆MAAP建模及严重事故裂变产物释放特性研究

建立模块式小型堆(ACP100)严重事故分析程序(MAAP)电厂模型,并经过稳态调试,各稳态运行参数与设计参数的误差在1%左右,表明所建立模型准确度较高。采用所建MAAP模型对ACP100严重事故进行了模拟,给出了事故进程及裂变产物向环境释放变化趋势,结果表明:在安全壳保持完整的条件下,惰性气体向环境的累积释放份额与时间成线性关系,随时间增加而增大;其他元素组向环境的累积释放份额在一段时间后达到最大,之后保持不变。该分析结果为ACP100严重事故条件下放射性释放和场外剂量分析奠定了基础。

MAAP：数码超载!

在第四届亚太多媒体艺术节浮现于地平线之际．MAAP正在成为亚太地区新媒体实践的场所，或更准确地说．中心。在Kim Machan的艺术指导下．以布里斯班为中心的MAAP1997年组建成一个组织，1998年成为众人关注的焦点。MAAP意在为基于技术的作品创造基础的展示设施，并在社会、艺术形式和多媒体工业之间创造对话与联系。在合作理念的指引下．伙伴关系在公司(大媒体是它的“白金”主顾)、艺术界、政府和第三教育机构中建立起来。

核电厂严重事故在线诊断及评估专家系统ADEES开发

在核电厂严重事故条件下,核应急响应人员需要判断电厂事故所处的状态并给出正确事故处置决策。核事故在线诊断及评估专家系统(ADEES)以MAAP5软件作为计算内核,利用机组传感器采集的有限数据(或模拟机数据)作为输入,诊断电厂当前所处于的事故阶段和根本原因,应用电厂热工水力模型在线跟踪机组的事故状态,再利用跟踪获得的事故状态作为起点来预测事故的发展、评价干预措施的效果,指导电厂技术支持人员执行SAMG,从而为应急决策及事故处置提供辅助支持。本研究得到国家重点研发计划(编号:2019YFB1900700)的资助。

严重事故下的氢气燃烧模型研究

为了更好地认识严重事故下的氢气燃烧计算模型,该研究从核电厂严重事故下的氢气燃烧现象学出发,对氢气燃烧涉及到的各个机理模型进行分析,从气体可燃性判断、快燃计算和燃爆判断及处理等方面研究了氢气燃烧过程中的各项因素的影响和主要计算方法,总结了严重事故氢气燃烧模型的建模思路和重点,并比较了MAAP、MELCOR和ASTEC三种主流严重事故一体化分析软件对氢气燃烧模型计算的特点。总体来说,ASTEC对机理模型的分析最为精细,计算最为复杂;MELCOR直接使用实验关系式,模型最为简单;MAAP介于两者之间。另外目前严重事故分析程序中对氢气燃烧相关模型的实验验证缺失较多,未来可在这方面开展进一步的研究。

压水堆不同尺寸的破口失水事故分析

基于一体化严重事故分析程序MAAP4.0.3(Modular Accident Analysis Program),本文建立了我国现役典型百万千瓦级压水堆(Pressurized-Water Reactor,PWR)核电机组模型,研究了热管段不同面积破口事故叠加安注失效的工况引起的严重事故过程,探讨了如何在恰当的时机采取有效的缓解措施对事故的进程进行干预。研究结果表明:在破口事故中随着破口面积而增大,压力容器会更早失效导致堆芯裸露;一旦压力容器失效,MCCI(Molten Corium Concrete Interaction)过程中氢气产量则会随着破口面积的增大而增大;在破口事故中尽早投入安全注射系统可以有效地缓解事故的进程,避免压力容器失效,并且安全注射系统越早投入对事故的缓解也就越有利。

百万千瓦级核电站全厂断电叠加破口事故分析

在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序 MAAP4 对百万千瓦级核电站全厂断电叠加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由 4 cm 增至 5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约 1 000 s和 3000 s;中破口当量直径由 5 cm 增至 7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约 1 400 s 和6 457 s;而大破口事故当量直径由 20 cm 增至 21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约 20 s和 230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列:热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应(MCCI),安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。

龙门核电站复合式灾难下断然处置的有效性分析

2011年日本的"311"地震与海啸复合式灾难,造成福岛一厂发生全厂断电事故,安全冷却系统与电力系统失效,最终导致放射性物质外释,给日本及周边各国带来深远影响,核能电厂安全再次引起全球关注.目前中国大陆采用技术较为成熟的压水堆,国内外许多学者和科研机构对其进行了深入研究,形成了较为完整的安全性分析.而台湾地区核一厂与核二厂均采用沸水堆,兴建中的龙门电厂采用进步型沸水堆,是福岛事故中反应堆的改进型,加之地理上又处于台风地震多发区,对其进行复合型灾难下救援措施有效性的分析是一份非常重要的工作.采用美国FAI公司研发的严重核事故分析程序MAAP5,以复合式灾难为背景,针对龙门电厂机组断然处置(URGs)措施进行有效性分析.研究结果表明,当发生超过设计基准的复合型灾难时,紧急操作规程(emergency operator procedures,EOPs)已经不能应对,需迅速采用URGs措施.生水池或消防水的灵敏度为567.75L/min,在此流量之上即可维持最高燃料包壳温度小于1 088.6K,使电厂进入相对安全的境况.

5G消息系统共建共享建设方案

伴随2020年4月8日《5G消息白皮书》的联合发布,中国三大电信运营商达成共识,将在5G时代全面升级短信业务,打造以5G消息为核心的崭新的业务形态。在强调共建5G消息系统的基础上,从网络架构、接口互通、安全风险等技术角度分析了不同共建范围下5G消息系统承载三大运营商消息业务的难易程度,最终推荐共建MaaP平台的建设方案,以较小的实现代价,满足3家运营商的5G消息业务发展诉求。

基于DLL的GOTHIC 8.0程序氢气复合器模拟方法研究

非能动氢气复合器已广泛应用于核电厂氢气威胁的缓解和消除。本文通过对GOTHIC 8.0程序进行二次开发,采用外部动态链接库(DLL)编译、调用的方式,精确模拟了非能动氢气复合器的实际消氢能力,进而将采用该方法计算得到的消氢结果分别与公式计算、MAAP5程序算例计算结果进行比较,结果符合度高,验证了该方法的合理性。本文提供的模拟方法不仅为安全壳氢气风险缓解分析提供了新方法,也为GOTHIC程序开发提供了新思路。

320 MW核电机组SBO事故下高压熔堆应对和缓解能力分析

应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可以得到保证,可为320 MW核电机组严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要的参考。