• 人的可靠性分析中不确定性的影响、来源以及处理

    何旭洪,童节娟,黄祥瑞

    概率安全分析 (PSA)在管理决策中的作用不断增加 ,要求尽量减少PSA的不确定性。人的可靠性分析 (HRA)作为PSA的一部分 ,是PSA结果不确定性的一个重要来源。调查分析了核电站PSA结果中HRA不确定性的影响。通过分析所应用的HRA模型、数据和实施过程 ,讨论了HRA不确定性的可能来源 ,以及减少这些不确定性的一些方法和措施。考虑到HRA不确定性存在的必然性 ,讨论了在PSA中处理HRA不确定性的方法。

    2004年04期 289-293+307页 [查看摘要][在线阅读][下载 46k]
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  • M310压水堆的改进——不调硼负荷跟随研究

    马兹容,姚增华

    对大亚湾核电站和岭澳核电站的M 3 1 0压水堆进行了不调硼负荷跟随研究。使用西屋公司APA堆芯核设计软件。从分析负荷跟随运行时的反应性变化入手 ,根据不调硼负荷跟随的需要重新设计控制棒价值和控制棒分组 ,在不改变M 3 1 0压水堆现有控制棒数量和位置的前提下 ,实现不调硼负荷跟随。通过人为引入燃耗倾斜 ,并改进过渡过程 ,使M 3 1 0压水堆不仅在实施不调硼负荷跟随时轴向偏移能够满足G模式的梯形图 ,同时还具备良好的实时反应能力。将这种不调硼负荷跟随加G模式梯形图的运行模式称为BTP运行模式 (BTP为“不调硼”的汉语拼音缩写 )。从原理上证明在M3 1 0压水堆上BTP运行模式是可行的

    2004年04期 294-300页 [查看摘要][在线阅读][下载 98k]
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  • 高通量工程试验堆三维物理热工程序系统的验证

    彭凤,傅蓉,曾科,邱立青,孙寿华

    介绍了高通量工程试验堆 (HFETR)堆芯三维稳态物理热工计算程序系统的验证结果。该程序系统由 6个部分组成 :基于WIMS D4的栅元均匀化少群参数计算程序、基于SIXTUS 3的三维堆芯燃料管理程序S3BURN、节块精细注量率重组程序HFETRPPC、堆芯流量分配计算程序HFETRFD、燃料元件流场和温场三维数值计算程序CASH以及基于COBRA 1V的燃料考验组件热工水力分析程序。通过程序计算值与实测值广泛范围的比较 ,对程序系统进行了验证。从结果可以看出 ,该程序系统功能强、性能好、计算速度快 ,可以完成HFETR及配套设施的堆芯运行方案设计计算。

    2004年04期 301-307页 [查看摘要][在线阅读][下载 57k]
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  • 核动力蒸汽装置热力循环的有限时间热力学分析

    陈文振,许国军,黎浩峰,高明

    针对二回路蒸汽动力装置的实际过程 ,提出了一个最简单的热力学、动力学模型 ,利用有限时间热力学分析方法和相关理论 ,以装置比功率为目标 ,用数值计算方法对其热工参数进行评估和选择 ,最后给出一些有益的结论。

    2004年04期 308-311页 [查看摘要][在线阅读][下载 30k]
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  • 钠冷快堆单个燃料组件冷却剂沸腾的数值模拟

    石晓波,罗锐,王洲,杨献勇

    在正常功率下快堆单个燃料组件的瞬间完全堵流可能会产生相当严重的后果 ,对其后续事故序列及其潜在的破坏能力进行预测是必要的。对模拟这种现象的SCARABEEBE +1实验在包壳流动之前的阶段进行了数值模拟。程序中采用了两流体、六方程模型来描述沸腾及两相流动 ,应用子通道方法来对基本方程进行离散化 ,以半隐数值方法进行了求解。计算结果与实验观测相吻合 ,这表明该程序可以比较准确地预测单个燃料组件在瞬间完全堵流之后 ,包壳流动之前的行为。

    2004年04期 312-317页 [查看摘要][在线阅读][下载 76k]
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  • 膜态沸腾条件下高温颗粒周围流体热动力特性的实验研究

    李小燕,杨燕华,徐济鋆

    利用已有的实验和理论基础 ,对高温球体与冷液在膜态沸腾条件下的多相混合结构进行详细的小规模实验研究 ,分析了单个高温颗粒在水中阻力受力的情况。发现高温小球在冷却剂中的速度比冷球的低 ,且随球温的升高而减小。目的是利用小规模实验研究单个高温颗粒的传热和阻力特性 ,可以分割各种在膜态高速沸腾条件下干扰换热与运动的影响因素 ,从而从本质上了解该结构条件下的热动力特性。

    2004年04期 318-322页 [查看摘要][在线阅读][下载 55k]
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  • 非线性迭代半解析节块法在CANDU堆燃料管理中的应用

    霍小东,谢仲生,廖承奎

    研究目前压水堆中常用的现代的非线性迭代节块法在CANDU堆的燃料管理中的应用 ,研发了非线性迭代半解析节块法燃料管理程序FMPHWR。通过基准题及对秦山三期CANDU堆的计算表明 :同目前采用有限差分和有限元方法的重水堆燃料管理程序相比 ,在相当的精度下 ,FMPHWR可以获得较高的计算效率。它完全可以用于CANDU堆燃料管理计算。

    2004年04期 323-328页 [查看摘要][在线阅读][下载 68k]
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  • 计算维修不独立马尔可夫系统瞬态不可用度的六种蒙特卡罗方法

    肖刚,李志忠,朱大力

    在马尔可夫可维修系统状态转移积分模型的基础上 ,给出了维修不独立马尔可夫系统瞬态不可用度的六种估计量 ,结合状态转移时间偏倚抽样技术 ,给出了计算维修不独立马尔可夫系统瞬态不可用度的六种蒙特卡罗方法。用两个实际算例考察了各种计算方法的效率随系统运行时间的变化。给出了各种算法适用范围的结论。

    2004年04期 329-334+328页 [查看摘要][在线阅读][下载 74k]
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  • 真空蒸馏净化辐照后的TRPO煤油体系

    张平,梁俊福,辛仁轩,宋崇立

    研究了真空蒸馏法净化辐照后TRPO 煤油体系产生的强络合产物的条件和效果。普通真空蒸馏和分子蒸馏都可以有效地去除强络合辐解产物 ,回收煤油和未辐解的TRPO。引起重金属保留的辐解产物存留在蒸馏残液中 ,馏出液没有钚保留作用 ,可经调整后重新使用。

    2004年04期 335-339+355页 [查看摘要][在线阅读][下载 51k]
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  • 放射性废离子交换树脂特种水泥固化体的微观结构分析

    李俊峰,周耀中,王建龙,赵璇,云桂春

    研究了特种水泥 (ASC)树脂固化体的微观结构。用压汞实验比较了ASC特种水泥的树脂固化体和普通硅酸盐水泥 (OPC)固化体多孔性能 ,通过电镜扫描 (SEM )观察比较了ASC和OPC的微观晶体结构。分析结果发现ASC水泥固化体具有较好的孔形结构 ,这是ASC固化体浸出率低的原因 ;ASC水泥固化体晶体呈针状结构 ,OPC水泥固化体晶体呈片状结构 ,针状结构的力学性能和结构强度要比OPC的片状结构好 ,该结构是ASC固化放射性废树脂包容量大、强度高的根本原因。

    2004年04期 340-343页 [查看摘要][在线阅读][下载 56k]
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  • 双束同时辐照低活性Fe-Cr-Mn(W、V)合金微观组织损伤的影响

    胡本芙,木下博嗣,柴山环树,高桥平七郎

    研究了时效热处理低活性Fe Cr Mn(W、V)钢双束同时辐照损伤行为 ,结果表明 :92 3K/ 3 0 0 0h时效合金 ,经单独电子辐照 (1 0a- 1)出现低密度空洞 ,而经双束同时辐照的时效合金 ,在辐照初期就形成间隙型位错环和微小空洞。与无时效合金相比 ,随时效温度增加 ,空洞尺寸、空洞密度和空洞肿胀量增大。随时效温度的提高碳化物析出数量增多 ,奥氏体中合金元素Cr、Mn、W、V降低 ,He的存在有效地促进空洞肿胀量增大。

    2004年04期 344-350页 [查看摘要][在线阅读][下载 113k]
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  • CENDL-3天然锆宏观检验

    吴海成,刘萍

    介绍了利用锆的中子泄漏谱实验和氢化锆慢化体临界实验对CENDL 3的天然锆全套中子评价数据进行的宏观检验。检验工作比较了用来自CENDL 3、CENDL 2 .1、BROND 2、ENDF/B VI.2、JENDL 3 .2和JENDL 3 .3等 6个不同评价库的锆所计算的中子泄漏谱。检验还分析了氢化锆慢化体临界实验的keff计算结果。检验结论认为CENDL 3天然锆的评价较CENDL 2 .1有所改进 ,但是非弹角分布、(n ,2n)反应和连续非弹性散射的双微分截面仍需要进一步调整。

    2004年04期 351-355页 [查看摘要][在线阅读][下载 46k]
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  • 基于最小化发电成本的聚变驱动次临界堆参数优化分析

    黄德所,吴宜灿,胡丽琴

    利用自主发展的聚变驱动次临界堆 (FDS)系统分析软件SYSCODE ,通过遗传算法求解以最小化发电成本为目标函数 ,以聚变功率、中子壁负载、安全因子和包层平均热功率密度限等为约束条件的最优化模型 ,得到FDS的包层能量增益因子 (Qb) ,等离子体位形参数 :环径比 (A)、拉长比 (κ)和三角变形因子 (δ) ,工程与物理参数 :规一化比压 (βN)、轴上纵场 (BT)与等离子体电流 (IP)等的最优化设计 ,并详细分析了发电成本对最优设计点的敏感性。分析分两种情况 :一是聚变功率为定值 (设为 1 5 0MW ) ;二是包层平均热功率密度为定值 (分别设为 1 5、5 0、1 0 0和 5 0 0MW /m3)。

    2004年04期 356-365+311页 [查看摘要][在线阅读][下载 114k]
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  • 混合评价核数据库HENDL1.0的研制与基准检验

    许德政,吴宜灿,高纯静,郑善良,李静惊,朱晓翔,刘海波

    为满足聚变 裂变次临界混合堆设计和其他相关研究的需要 ,以世界几个主要基本评价核数据库为数据来源 ,通过优选建立了名为HENDL1 .0 /E的多用途核数据库 ,采用国际通行的核数据库处理程序系统NJOY和TRANSX等程序制作了相应的工作数据库 ,其中包括多能群输运截面库HENDL1 .0 /MG、连续能量点状输运截面库HENDL1 .0 /MC、燃耗数据库HENDL1 .0 /BU和响应函数库HENDL1 .0 /RF ,利用世界上流行的中子输运程序对已有的一系列基准检验实验进行模拟计算和比较分析以检验混合库HENDL1 .0的正确性和有效性。

    2004年04期 366-376页 [查看摘要][在线阅读][下载 138k]
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  • 聚变次临界堆双冷嬗变包层第一壁结构和氦气流道优化分析

    陈红丽,汪卫华,王红艳,柏云清,吴宜灿

    在聚变次临界堆双冷嬗变包层第一壁结构初步设计基础上 ,对第一壁结构尺寸和氦气流道形状进行优化分析 ,利用有限元分析软件对第一壁结构进行应力数值模拟 ,在满足结构应力及部件可靠性的前提下 ,给出最佳优化方案。

    2004年04期 377-381页 [查看摘要][在线阅读][下载 57k]
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  • 核科学与工程第24卷2004年总目次

    2004年04期 382-388页 [查看摘要][在线阅读][下载 55k]
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