核反应堆压力容器小破口事故中坍塌液位的测量

核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位测量方法在破口事故下的特性进行了理论分析和试验研究。分析表明:喷放附加压降和喷放引起的压力波振荡都可能造成对于差压式测量方法产生附加的扰动;其中以压力波影响为主。实验结果说明:压力波振荡等影响造成差压液位测量结果产生峰值不大于2.5%的附加误差,这在破口事故下属于测量精度允许范围。因此,差压方法在压力容器小破口事故下仍能正确反映容器内坍塌液位,即容器的液体装量。     

基于STAMP模型的浮动核电站小破口事故安全分析

为防止浮动核电站小破口事故发展成严重事故,保证浮动核电站上的堆芯和人员安全,基于STAMP模型针对浮动核电站构建小破口事故控制结构模型,从安全控制角度对浮动核电站小破口事故进行安全分析。通过构建小破口事故STAMP控制与反馈模型,识别小破口事故的安全风险,找出潜在的不安全控制行为,总结分析发生小破口事故可能存在的失效原因,为系统有效改进提供参考意见。     

高精度液位测量雷达系统的设计

介绍ＦＭＣＷ雷达高精度液位测量系统的组成及各单元的在本功能，讨论为满足系统发射信号的频率稳定和线性度的要求所采取的ＶＣＯ非线性校正和温度补偿措施。     

高精度液位测量电路设计

目的 设计一种高精度液位测量电路.方法 利用磁致伸缩效应.结果 完成了脉冲发射电路、回波接收电路、脉冲转换电路以及脉冲计数电路的设计.结论 实验分析证明电路设计合理.     

基于红外CCD的液位测量系统设计

传统的液位测量,像超声波液位测量法、浮沉液位测量法等等。这些方法的测量准确度都不似乎很高而且容易受到环境的影响。为了克服这些问题,本文提出用基于红外CCD的传感器来对液位进行测量。经过分析也设计得出了红外CCD液位测量系统精度较高受环境影响小的结论。     

高精度液位测量雷达信号处理新方法

介绍利用ＦＭＣＷ雷达回波相位信息实现高精度测距的原理,提出通过构造参考函数,计算雷达回波（差拍）信号与参考信号内积的方法解决相位测量模糊问题技术,从而避免了文献（１）中计算相们的问题,该方法在油船舱内液位测量雷达中得到应用并取得满意的效果。     

一种储罐液位声学测量新方法

提出一种储罐液位测量的新方法,利用储罐内液体加注时所激发声音的频率变化进行罐体内液位的测量.首先基于空气共振腔的共振频率理论建立了罐体液位与共振频率间的关系,并利用实验获取的声信号数据验证了理论的正确性,在此基础上设计一个基于嵌入式处理器的液位测量系统.     

一种储罐液位声学测量新方法

提出一种储罐液位测量的新方法,利用储罐内液体加注时所激发声音的频率变化进行罐体内液位的测量.首先基于空气共振腔的共振频率理论建立了罐体液位与共振频率间的关系,并利用实验获取的声信号数据验证了理论的正确性,在此基础上设计一个基于嵌入式处理器的液位测量系统.     

基于单片机的液位测量系统设计

本文研究基于89C51单片机的液位测量系统,提出双差压法和参比法的改进方案,克服液体密度变化和电源电压波动对液位测量结果影响,提高液位测量精度。     

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.     

核供热堆正常运行时气载放射性释放的计算方法

核供热堆要建在城市附近为城市居民供热，因而做好环境影响评价十分重要。正常 运行工况下气载放射性流出物向环境释放量的计算是环境影响评价的基础。本文根据壳式低 温核供热堆的结构设计特点，提出了该种堆型在正常运行工况下气载放射性流出物向环境释 放的６种主要来源，即元件破裂监测系统定期取样监测排放、反应堆压力容器上部气空间的泄 漏、主回路水的泄漏、反应堆舱室中空气的活化、安全壳中气体的活化、废气系统的排放。并推 导出它们的计算公式。     

上空腔破口失水时的压力衰减过程和失水量

在５ＭＷ核供热反应堆的模拟实验台架ＨＲＴＬ－５上进行了上空腔破口失水事故实验研究,给出了压力衰减和失水量的实验结果。可以看出系统压力、破口面积、系统内水汽质量、二回路运行状态和加热功率等因素对系统内压力变化速度的影响。对于具有一定压力处于饱和状态的汽水两相分离系统的破口失水过程,采用准稳态假设进行了分析,建立起基本关系式,导出了系统内压力和水量变化的表达式。对于核供热反应堆和其他类似系统的安全分析提供了一个简捷有效的分析工具。     

锚链滑失事故的安全预控

为减少锚链滑失事故发生,以某船汛期时在吴淞口锚地进行抛起锚作业的紧迫局面为例,分析其事故发生原因,探讨在长江锚地内对锚链滑失事故的预控,为船长恰当选择有利锚地、锚位,有效减少水流、锚地底质等因素对锚泊船的影响以及熟练掌握锚机操纵性能等方面提供参考.     

核反应堆控制棒水压驱动技术

介绍了控制棒水压驱动系统的技术方案、工作原理、技术效果和安全特性。在对清华大学发明的水力驱动控制棒系统深入研究的基础上,结合商用压水堆磁力提升器的优点,开发一种新型内置式控制棒驱动技术。该驱动技术解决了磁力提升器把驱动机构置于核反应堆压力壳外的缺点,但保留了抓式机构驱动的优点;解决了水力驱动控制棒系统动压驱动因工况变化而引起的驱动特性的复杂性的缺点,继承了内置式控制棒驱动机构不贯穿压力壳、传动线短、避免了弹棒事故等优点。该驱动技术主要应用于一体化布置核反应堆,可以推广到其他研究堆。     

核供热堆换料优化设计研究

为了更加充分利用核燃料,在一定的初始燃料富集度和合理地展平功率分布的条件下,达到高燃耗,必须对核供热堆的初装堆芯和换料方式作优化设计,以便实现在给定工况下核燃料循环的最优化和降低燃料成本。叙述了换料优化设计的步骤和倒换料规则,并对低泄漏堆芯和传统的外内装载方式进行了换料优化设计,得到了可供工程设计参考的一种换料优化方案,该方案可提高循环末组件燃耗、降低整个循环过程中的最大功率峰因子。     

长寿期核供热堆堆芯物理设计

长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) ,各项参数均满足设计要求     

事故树分析方法在建筑施工模板坍塌中的应用

为了解决模板坍塌事故发生并引起人员伤亡的问题,采用系统安全工程的事故树分析方法,建立了建筑施工模板坍塌引起人员伤亡的事故树图,从最小割集、最小径集、结构重要度三方面,阐述了导致模板坍塌引起人员伤亡的主要原因,找出了事故预防的关键途径。结果表明,事故树分析方法能对导致模板坍塌引起人员伤害事故的各种因素及逻辑关系做出全面的阐述,并为模板坍塌事故的预防以及最大限度地减少人员伤亡,提供了切实可信的参考依据。该成果对建筑模板工程具有一定的参考价值和指导意义。