融合PRA和可靠性分析的海洋核动力停堆风险评价

为适应海洋核动力系统故障后动态演化、系统多态、后果多样等特点,提出了一套融合概率风险评价(PRA)方法与可靠性分析的海洋核动力系统停堆风险评价方法。通过区分操纵员可干预故障和不可干预故障,分别构建PRA风险模型和可靠性模型评估非计划停堆频率。典型对象应用结果表明,采用该方法开展海洋核动力系统停堆风险评价能够识别海洋核动力运行剖面中的可靠性薄弱环节,确定系统、设备及人员干预的重要度排序,以此提出针对性改进措施。同时,该方法还可对未来海洋核动力健康管理、智能化运行等技术的发展和应用起到重要的牵引作用,具备良好的工程适用性和发展前景。

先进压水堆核电厂LOCA叠加ATWS事故分析及敏感性研究

为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应,研究不同事故情景下的缓解路径,本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了核电厂模型,研究了该事故下核电厂的瞬态特性,并开展了敏感性分析,得出如下结论:对于极限小破口工况,则至少需要1个稳压器安全阀和1列应急给水系统有效,才能避免事故早期一回路超压;对于相对较大的小破口工况,至少需要1列应急给水、1列中压安注系统和1列应急硼注入系统有效才能缓解事故;对于中破口工况,若破口尺寸相对较小,则需要1列应急给水、1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统和1列应急硼注入系统来缓解事故;若破口尺寸较大,则只需要1列中压安注系统、1个安注箱、1列低压安注系统有效就可以缓解事故。

超燃冲压模型发动机实验设备与实验技术

超燃冲压发动机是高超声速飞行器的先进的动力系统,在基础研究和工程应用方面都具有重大意义.其实验设备的建设与实验技术的积累是一个国家在航空航天领域综合实力的体现.本文综述了国外超燃冲压发动机地面实验设备的发展情况,介绍了我国用于超燃冲压模型发动机实验的高超声速推进实验装置及其关键组成部分的设计思想、研制方法和调试结果.马赫数5.8,总压5MPa,总温2000K,总流量4.5 kg/s的设备运行参数为超燃冲压模型发动机的研究提供了必要的实验条件.

核心稳定性测试与女子排球运动员急停起跳高度特征的相关性研究

目的:探讨排球运动员核心稳定性与急停起跳高度特征之间的相关关系。方法:选取20名排球专业队一级水平运动员,运用三维测力台、高速摄像机及运动解析系统采集被试者急停起跳过程中的动力学和运动学数据;采用侧向平板支撑、侧抛实心球、仰卧起坐、躯干屈伸、优势侧单腿站立、优势侧单腿跳远和躯干伸肌耐力7项核心稳定性测试收集被试者的相关数据。结果:运动员在急停起跳过程中,蹬伸阶段的足底压力越大,起跳高度越大;运动员膝关节屈角介于105°至115°之间时,其急停起跳高度值最大;优势侧单腿跳远、躯干屈伸及侧抛实心球主效应均显著,其余核心稳定性测试未表现出显著效应,且此3项核心稳定性测试均与急停起跳高度具有显著的正向线性相关关系。结论与建议:足底压力特征能使急停起跳高度产生相应变化,建议重点加强动量转化与下肢发力训练;膝关节屈角影响排球运动员急停起跳高度,建议训练时将急停起跳环节进行专项化训练,且训练时采用105°至115°的膝关节屈角范围;优势侧单腿跳远、躯干屈伸及侧抛实心球是预测和改善急停起跳高度的有效指标,建议训练时采用并强化此3项核心稳定性的练习,且以其测试距离最大化为训练目标。

基于修正的化学品评分排序模式识别油田废弃物中的主要污染物

油田废弃物中污染物数量众多,对环境危害较大,需要对其中的主要污染物进行识别,以便有重点的监管油田废弃物。采用化学品评分排序模式(SCRAM)对油田废弃物中的污染物进行筛选,针对SCRAM在应用过程中存在的问题,对SCRAM进行了修正:在总分计算时增加了检出率和检出浓度2个因子,并且使用几何级数法定义检出浓度的5级赋分标准。在确定油田废弃物中污染物的初选名单后,应用修正SCRAM对液态废弃物、固态废弃物中直接检测以及使用浸出毒性法检测的污染物进行排序。通过对比SCRAM修正前后污染物排名的变化,论证了模型修正的必要性。最终得出54种油田废弃物中的主要污染物。

核电站重要敏感性设备分析

核电站重要敏感性设备管理是国内首次采用归纳法和演绎法对核电站重要敏感系统和设备进行识别和设备分级的一种新方法。目标是为了找到导致反应堆紧急停堆、强迫停机和非计划跳机跳堆风险的主要部件 ,并采用 80 - 2 0的原理进行有效的管理 ,建立有效的风险管理 (预防、探测、改正行动 PDC ,Prevention/Detec tion/Correction)大纲和PDC管理数据库 ,并对大部分的重要敏感设备的子部件进行的FMEA(FailureModeandEffectAnalysis)分析 ,识别其失效机理 ,从而确定重要敏感设备清单和预防跳机跳堆的改正行动 ,减少未来由于设备失效导致的跳堆次数 ,达到提高核电站的设备可靠性、安全性和经济性的目的。

49-2泳池堆低温供热全厂断电ATWS事故分析

针对49-2泳池式反应堆(简称49-2泳池堆)用于城市低温供热的工况,选取典型的全厂断电叠加紧急停堆系统失效(全厂断电ATWS)的超设计基准事故,使用RELAP5/MOD3.2程序对其热工水力参数瞬态特性进行分析。结果显示,49-2泳池堆具有很好的负温度反馈效应,事故后,由于燃料和冷却剂温度升高,从而引入一定的负反应性,使反应堆处于次临界状态;同时堆芯通过与堆水池建立自然循环,将衰变热带出,最终依靠自然循环方式将堆芯余热排出至上部大气环境热阱,验证了49-2泳池堆用于城市低温供热的固有安全性。

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。

紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态的影响

紧急停堆棒落棒时间是影响反应堆安全特性的重要参数,以2 MW钍基熔盐堆为研究对象,采用RELAP5-TMSR(Reactor Excursion and Leak Analysis Program-Thorium Molten Salt Reactor)程序,建立熔盐堆系统的瞬态行为分析模型,对控制棒提棒速度的敏感性进行分析,并重点分析探索紧急停堆棒落棒时间对熔盐堆反应性引入瞬态后果的影响规律。结果表明:即使紧急停堆棒落棒时间达到10 min,哈氏合金的最高温度也仅为708.2℃,燃料盐最高温度为709.2℃,均低于安全允许限值,表明该熔盐堆具有良好的应对反应性引入事件的能力。

基于微裂纹统计模型的PBX力学行为

将微分形式的Visco-SCRAM模型简化为单轴应力下的增量形式,用其拟合出PBX在不同应变率的单轴拉伸与单轴压缩下的应力应变曲线,然后根据微裂纹平均半径的变化分析其相应的细观物理过程,并分析了黏性对PBX力学性能的影响。结果表明,Visco-SCRAM模型能反映PBX强度与模量的拉压不对称性和应变率效应。破坏时的微裂纹平均半径随应变率的增大而增大,且该值在拉伸加载下明显小于压缩的情况。在一定范围内,随着黏性的减小,模量和强度增大,而破坏应变减小。

固态熔盐堆全厂断电ATWS事故工况下的堆芯安全探讨

利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS(Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。

可移动线圈电磁驱动控制棒快速落棒实验研究

可移动线圈电磁驱动机构是一种新型的反应堆控制棒驱动机构，对该型控制棒驱动机构本文进行了快速落棒实验．得到了各种工况的落棒时间和特性。还分析了造成落棒特性差异的原因，总结出了快速落棒的规律。结果表明：控制棒可移动线圈电磁驱动机构样机断交流时的落棒时间比断直流的时问长；控制棒落棒时间随着配重的增加而缩短；断电后电磁线圈中的剩余电流对落棒时间有较大的影响，断交流比断直流时的落棒时间增加300-700ms.

循环载荷下PBX力学行为研究

为了研究高聚物黏结炸药(PBX)在循环载荷下的力学响应特征及细观机理,将微分形式的ViscoSCRAM模型简化为单轴应力下的增量形式,用其拟合PBX在循环载荷作用下的应力应变曲线,并以加载过程中微裂纹平均尺寸的变化,分析相应的细观物理过程。结果表明:循环加载后,PBX的破坏应力、破坏应变减小,微裂纹平均尺寸增大,同时产生一定的不可恢复应变;随着循环应力水平和循环周数的增加,破坏应力、破坏应变和微裂纹平均尺寸变化幅度增大,不可恢复应变量增大。

SDH骨干网并行加扰/解扰技术研究

研究了SDH扰码序列的性质,在此基础上提出了两种实用化的并行加扰/解扰方案:基于矩阵推导的并行加扰/解扰和一种新的基于查找表结构的并行加扰/解扰,并总结了这两种方案所各自具有的优势,为解决任意位宽和阶数的并行扰码/解扰器的实现问题提供了新的思路。

排球运动员急停起跳环节的生物力学分析

以12名女排队员4号位扣球前的急停起跳为研究对象。通过测力台、摄像机和肌电多机同步测试来收集运动员急停起跳中的运动学、动力学以及肌电数据。结果表明：（1）排球运动员急停起跳中，膝关节缓冲幅度在40°～50°之间时起跳高度较高，建议将急停起跳环节进行专项化训练，并采用40°～50°的缓冲幅度；（2）排球运动员急停起跳中，蹬伸阶段关节的发力顺序为髋、膝、踝，因此训练时应形成合理的发力顺序；（3）排球运动员的膝、踝关节在急停起跳的蹬伸阶段先进行离心收缩后进行向心收缩，所以训练形式应符合伸肌群先拉长后缩短的特点；（4）排球运动员在急停起跳环节中，采用足尖着地能取得更好的起跳效果，建议队员急停起跳中采用足尖着地；（5）排球运动员在重视大肌肉群训练的同时也要重视胫骨前肌、腓肠肌等小肌肉群的专门化训练。

49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析

为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。

研究堆跟随燃料组件抗落棒冲击寿命考验研究

在跟随燃料组件抗落棒冲击荷载研究的基础上,对跟随燃料组件抗落棒冲击进行了寿命考验研究,其内容包括跟随燃料组件抗落棒冲击寿命考验前的完整性检查,300次抗落棒冲击寿命考验,以及寿命考验后的完整性检查。研究结果表明:控制棒可移动线圈驱动线上的跟随燃料组件设计和结构合理,使用寿命能够满足设计要求;跟随燃料组件在设计寿期内不影响整个驱动线的性能,其可靠性良好。

核反应堆非保护信号停堆自动检测报警装置设计

核反应堆非保护信号停堆自动检测报警装置作为反应堆保护装置的补充,用于及时有效地检测多种非保护信号引起的停堆,实现在核反应堆发生控制棒落棒故障的第一时间发出声光报警信号,提醒操纵员发现故障,并及时进行处置,从而提高核动力装置运行的安全性。本研究采用STM32系列ARM处理器,设计了某核反应堆非保护信号停堆自动检测报警装置,通过实验测试,结果表明设计方法可行。

控制棒水压驱动系统冷态性能实验研究

控制棒水压驱动系统是清华大学为低温核供热堆NHR200发明的新型的内置式控制棒驱动技术,该驱动系统由水压驱动机构、组合阀、控制棒和缓冲器等组成。控制棒水压驱动系统冷态性能是控制棒步进时间和系统驱动压力选取的基础。本文分析了控制棒水压驱动系统的组成和工作原理,完成了全尺寸控制棒水压驱动系统冷态性能实验,包括水压缸最小落棒压力实验、提升缸带载步进实验和快速落棒实验等。在实验结果的基础上分析了关键特性参数的变化规律和机理。结果表明:最小落棒压力是保持驱动机构销爪正常工作所需的最小驱动压力,其对应于压力时程曲线上峰值波动过程的变化起点;步升和步降过程压力拐点分别对应位移到位点,随着驱动水压的增加,水压缸充压拐点压力逐渐增加,步升时间、充压拐点时间逐渐减少。实验研究成果为控制棒水压驱动系统的设计、优化和工程应用奠定基础。

客户参与对Scrum团队信息系统开发成功率的影响

基于Scrum软件开发模型,增加用户参与1个内生变量和交流、有用性感知、便易性感知、趣味性感知4个外生变量构建Scrum团队客户参与概念模型。采用专家询问和问卷调查的方法对模型进行检验,结果表明:客户参与对信息系统开发成功率有显著影响,其中有效交流、有用性感知、趣味性感知是3个关键因素且为正相关关系。研究结果有利于提高信息系统开发成功率,对基于Scrum团队客户参与模型在其他领域的应用也有一定的实践参考价值。