三门核电厂堆内外轴向通量偏差单点校核分析及试验实施建议

AP1000机械补偿运行策略的使用,改变了传统堆芯平均轴向通量偏差与堆外核测轴向通量偏差之间的校核关系.三门核电厂采用与传统机组不同的堆内外轴向通量偏差校核方法——外围权重单点校核方法,用于确定超温△T、超功率△T停堆保护整定值的堆外轴向通量偏差计算输入.通过BEACON系统应用单点校核方法对三门核电厂首循环堆内外轴向通量偏差校核试验方案进行针对性计算验证,制定出用于确定耦合系数的反应性管理计划,给出首循环首次及后续校核试验的具体实施建议、注意问题及应对方案.     

秦山二期扩建机组主回路失去强迫循环的运行分析

秦山二期扩建机组是典型的压水堆核电站,反应堆一回路具备一定的自然循环能力,在发生全厂失电事故时,能够导出反应堆的剩余余热,保证核电站反应堆的安全.在日本福岛核事故发生后,人们对反应堆的安全提出了更高的要求,非能动这个词渐渐进入了每个核电工作者的脑海中.主回路失去强迫循环依然能带出堆芯剩余热,这对于秦山二期扩建机组来说,就是对非能动这个词一个很好的诠释——减轻了主系统对外界电源的依赖.本文通过对反应堆主回路强迫循环和自然循环的解析,建立起一套适合秦山二扩的自然循环模型.通过分析自然循环模型的组成,推导出影响自然循环建立的几大因素,并利用仿真模拟机加以验证,最终得出相应的运行对策.     

中广核集团自主化先进反应性仪与动态刻棒技术打破国外垄断

正反应性是描述反应堆偏离临界程度的重要动态参数,针对核电站开发的反应性测量和动态刻棒装置是反应堆零功率实验阶段的重要测试装置,在核电站装料、倒换料和运行期间,有效监测反应性的变化。该装置可在每次堆芯装载发生变化时,及时准确地给出反应性,同时结合控制棒的位置数据,通过控制棒的提升或下降,完成对控制棒价值的刻度,大大缩短核电站的启动和调试时间,是核电站安全性、可靠性、经济性的重要保障。目     

跟踪误差约束下指数化投资组合优化的实证分析

本文以沪深300指数为标的指数,采用五种不同的样本协方差矩阵,考虑带有跟踪误差约束下指数化投资组合的优化问题.通过比较跟踪误差波动(TEV)模型与常数波动跟踪误差波动(C-TEV)模型在不同协方差矩阵下投资组合的绩效,结果表明,在超额收益与总风险控制的平衡方面,C-TEV模型优于TEV模型;设定的跟踪误差约束值越小,对TEV优化问题的约束就越有效,相应C-TEV优化问题的风险约束成本就越小;单指数模型矩阵和两参数矩阵方法能有效的度量市场风险,而数量矩阵方法的计算结果与标的指数存在较大偏差.     

控制棒驱动机构承压壳体螺纹疲劳可靠性分析

考虑控制棒驱动机构步跃过程中冲击载荷及结构参数的随机性，基于Miner累积损伤理论和应力强度干涉理论建立承压壳体螺纹与步跃步数相关的疲劳可靠性模型。通过结构可靠性分析，研究疲劳寿命的分布特性及结构失效率变化特征。研究表明，通过不同循环应力水平下的疲劳寿命分布参数可以预测结构疲劳失效率的变化规律。     

核电站棒电源机组振动高处理及改进

核电站棒电源机组对控制棒驱动机构的线圈连续供电,具有重要作用。结合某核电站具体案例,分析棒电源机组振动高的原因,提出有效的处理方案,解决棒电源机组振动高的问题。     

提高机组卸料燃耗的方法研究和应用

对于秦山三期CANDU6反应堆，提高卸料燃耗有多种途径，包括降低堆芯过剩反应性目标值、提高慢化剂重水纯度、降低调节棒组价值等。本文主要研究了在秦山三期核电站实施堆芯过剩反应性目标值降低的可行性与方案，研究了具体方案实施过程中对机组运行的影响及采取的应对办法，还研究了通过提高慢化剂重水纯度、降低调节棒组价值来提升卸料燃耗的两种方法。     

堆芯通量测绘算法的改进研究

本文阐述了堆芯通量测绘程序的算法原理,并从该程序在某些工况下计算结果发散的问题出发,分析了问题产生的原因,并通过研究给出了有效的解决方法.     

压水堆核电站堆芯装料步序的调整

核电厂换料大修前,在进行堆芯燃料组件装载设计时,主要考虑堆芯的燃料组件富集度、反应性控制、运行时间等因素,没有考虑燃料组件变形的因素,这样会出现个别位置燃料组件装载困难,需要通过变更装料步序才能将全部燃料组件装入堆芯.本文介绍了压水堆燃料组件变形的原理和小靴帮在堆芯装料过程中的应用,并以这两方面为基础,提出了几种在堆芯装料时会出现困难的燃料组件布置情形,并针对各个情形制订了相应的步序调整思路,最后给出了堆芯装料步序变更的通用思路.     

富氧燃烧循环流化床锅炉烟气动态特性与运行经济性分析

文章根据富氧燃烧循环流化床锅炉燃烧运行中烟气体积计算方法,通过建立相关模型,对富氧燃烧循环流化床锅炉运行过程中的循环烟气流量及成分、氧气流量等动态变化特性进行分析,并对锅炉内不同氧气浓度条件下的燃烧运行经济性进行研究。     

PSA在核电厂蒸汽排大气系统故障影响分析中的应用

VDA（Vapor Diffusion Apparatus，蒸汽排大气系统）是核电厂的重要安全系统之一，作为核电厂一回路过冷保护的一部分，用于排出事故工况下的堆芯余热，避免堆芯反应性和功率出现不可接受的增加，防止蒸汽发生器超压以包容放射性物质。通过采用PSA（Probabilistic Safety Assessment，概率安全评价方法）建立相关故障树模型并计算相应风险结果，分析探讨系统存在的薄弱环节，为VDA系统的改进及可靠性提升提出建议。     

田湾核电站换料期间中子通量密度监测方法改进

本文针对田湾核电站堆芯换料中子通量密度监测方法的不足,调研国内外核电站换料监测方法,分析法规要求,制定了取消堆内换料监测系统由源量程独立执行换料监测的优化方案.通过开展建模计算和对比试验论证方案的可行性,并在机组大修中实际应用,取得了良好效果.该成果为VVER机组取消堆内换料监测系统/压水堆取消次级中子源提供了理论和实践参考.     

CP300模拟机在全部失去主给水的ATWS工况下堆芯安全相关参数的有效性分析

本文以秦一厂最终安全分析报告为依据,在CP300模拟机上演示全部失去主给水的ATWS工况,通过模拟机系统获取堆芯安全相关参数,并与最终安全分析报告该工况下的堆芯安全相关参数进行对比,验证模拟机在该工况下堆芯安全相关参数的有效性,并根据部分参数的差异性原因分析,提出了CP300模拟机优化建议.     

燃料组件卡涩分析及处理工具研发

本文对压水堆核电机组发生燃料组件卡涩并被上部堆内构件带出堆芯情况进行分析,明确其根本原因.中核运行二厂成立专项组,通过对卡涩燃料组件的定位问题、卡涩分离问题以及辅助操作工具需求分析,确定工具的定位系统、液压分离系统和辅助操作工具的设计方案,并通过力学理论计算以及有限元分析对关键的承载部件进行力学应力校核,最终完成燃料卡涩处理工具的开发和设计工作,并通过模拟实验,验证工具可实现预期功能,为同型核电机组同类问题处理提供借鉴.     

K9F1G08UOA在MSP430单片机系统中的应用

根据NAND FLASH芯片K9F1G08U0A的非易失性、容量大、速度快、功耗低等特点,将其作为存储介质应用于MSP430单片机系统扩展中,通过相应的软硬件设计,实现采集数据的实时存储,便于后续对数据进行离线分析及研究处理,并通过C8051F320单片机USB接口与PC机通信.     

基于可计算一般均衡的货运量预测模型

现有货运量预测模型大多未考虑货运交通成本及与之相关的政策因素的影响,导致许多货运量预测结果与实际值偏差较大,对诱增货运量预测不足.本文回顾了现有货运预测模型,并简要分析其优劣和适用范围,进而提出基于可计算一般均衡(CGE)的货运量预测模型.利用该模型对重庆市的货运量进行预测模拟,并与其它模型进行比较,结果表明本模型具有更好的预测效果.     

反应堆压力容器主螺栓拉伸数据测量和处理方法的研制

本文分析了当前核电机组中,分体式压力容器主螺栓拉伸机在数据测量工艺上存在的问题和隐患,通过开发一套新型数据测量和处理的方法,大量节省了压力容器主螺栓拉伸工作时间,进而缩短大修主线工作的时间,同时减少了堆芯工作人员受外照射的剂量.此外,该方法对螺栓拉伸量的调整提供了可视化的窗口,降低人因失误概率.     

基于VSIMM-SRCKF的ADS-B航迹滤波方法研究

为了提高ADS-B航迹跟踪精度,并针对交互多模型算法所选模型集而导致的跟踪性能下降的问题,采用基于平方根容积卡尔曼的变结构交互多模型(VSIMM-SRCKF)算法对航迹进行滤波。建立运动目标跟踪的VSIMM模型集来描述机动目标的系统总模型集合,在滤波过程中,SRCKF递推的更新通过将协方差矩阵开平方得到,使计算复杂度降低,并且使协方差矩阵保持非负定,能够避免滤波中的发散问题。仿真结果表明:提出的基于平方根容积卡尔曼的变结构交互多模型算法(VSIMM-SRCKF)在估计误差均值、估计误差标准差以及平均绝对百分比误差方面均优于IMM-CKF算法和IMM-SRCKF算法,说明VSIMM-SRCKF算法具有更好的跟踪精度,可适应于复杂目标航迹的实时跟踪。     

循环冻融环境条件下河道堤防混凝土应力分布特征计算研究

结合理论计算模型对北方循环冻融环境条件下河道堤防混凝土的应力分布特征进行了计算试验分析。分析结果表明:经观测试验分析,各土体直径下,理论计算模型在各循环冻融次数下的应力值与观测值相关性在0.6543~0.6728之间,且呈现指数相关;随着冻融次数的增加,河道堤防堤防混凝土的应力分布特征逐步由加载端向自由端变动,且应力和内摩擦角逐步趋于稳定变化。研究成果对于北方河道堤防混凝土在循环冻融环境下的应力变化特征计算提供方法参考。     

基于FTA的电磁锁故障分析

控制棒驱动机构是核能应用系统的关键设备，是控制棒组件的驱动机构，针对控制棒驱动机构工作过程中出现的锁紧和解锁失效问题，在分析机构工作原理的基础上，建立该问题的故障树，并对底事件采用故障排除法进行试验，最终将故障定位在电磁锁导向筒上，采取解决措施后进行多次试验，驱动机构工作正常，故障得到解决。