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核材料中子多重性测量技术研究
【机 构】
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哈尔滨工程大学
【出 处】
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哈尔滨工程大学
【发表日期】
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2020年期
【基金项目】
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其他文献
沸腾传热和汽液两相流广泛存在于核反应堆系统中，沸腾传热和汽液两相流的分析和研究以汽泡动力学为基础，汽泡的动力学行为，如汽泡的产生、生长、脱离、上升、变形、分裂、碰撞、合并以及破裂等过程，是深入研究汽液两相流沸腾传热的基础，汽泡在自由液面处破裂而携带出小液滴，是影响蒸汽发生器汽水分离器效率和液池内气溶胶释放的关键物理过程。因此十分有必要对汽液两相流的汽泡动力学特性开展深入研究。
本文首先基于自由表面模型改进现有的格子Boltzmann方法，在开源程序的基础上开发适用于两相流汽泡动力学研究的自由表面
本文首先基于自由表面模型改进现有的格子Boltzmann方法，在开源程序的基础上开发适用于两相流汽泡动力学研究的自由表面
引射器是一种起着泵送作用的流体混合装置，具有结构简单、无运动部件、运行安全可靠等特点，是一种典型的非能动、免维护设备，这使其在化工、环保、新能源开发等诸多领域中拥有了广阔的应用前景。尤其是在核能领域，由于引射器的非能动特性，在不需要外部提供能量的情况下就可以使出口混合流体压力高于任一种单相或多相进口流体的压力，所以在核电厂中可将引射器作为非能动堆芯冷却剂注入泵使用。而液-汽引射器内还可以进行蒸汽与冷却水的直接接触和冷凝换热，所以也可作为应急独立冷凝器给水泵而存在。
在此应用背景下，本文结合多相流
在此应用背景下，本文结合多相流
核能因其清洁性、经济性与高效性成为当今能源发展趋势，同时由于核电安全性对于其发展具有极其重要的作用，因此研究基于状态监测与故障诊断的核电运行支持技术成为保障核电安全运行中必不可少的重要一环。
本文针对福清核电厂2号机组(M310堆型)进行状态监测与故障诊断技术研究，在此基础上开发一套故障诊断系统。主要研究内容为：
(1)研究传统Petri网的基本理论及分析方法，结合其在故障诊断领域的发展应用，针对研究对象特性，使用基于模糊故障Petri的故障诊断方法，以及关联矩阵与状态方程的分析方法。
本文针对福清核电厂2号机组(M310堆型)进行状态监测与故障诊断技术研究，在此基础上开发一套故障诊断系统。主要研究内容为：
(1)研究传统Petri网的基本理论及分析方法，结合其在故障诊断领域的发展应用，针对研究对象特性，使用基于模糊故障Petri的故障诊断方法，以及关联矩阵与状态方程的分析方法。
严重事故发生后，需要快速准确地确定源项释放率大小以此来评估事故等级，为后续应急工作提供理论依据。但事故条件下，源项信息往往较难直接获取，本文基于人工神经算法，利用核电厂周围辐射监测点的剂量率值结合气象条件实现对源项释放率在空间尺度的预测。
本文首先利用AERMOD大气扩散软件得到预测区域的源项浓度分布水平。为使浓度计算分布结果更准确，讨论了气态污染物干沉降对预测浓度的影响。结果表明，AERMOD软件中考虑气态污染物干沉降与否对区域最大浓度的影响很小。随后，在AERMOD软件中对污染物大气区域以长
本文首先利用AERMOD大气扩散软件得到预测区域的源项浓度分布水平。为使浓度计算分布结果更准确，讨论了气态污染物干沉降对预测浓度的影响。结果表明，AERMOD软件中考虑气态污染物干沉降与否对区域最大浓度的影响很小。随后，在AERMOD软件中对污染物大气区域以长
对于低压自然循环系统，常常会发生闪蒸诱发的流动不稳定现象，这对系统的换热效率和安全性产生严重影响。为了抑制闪蒸诱发的流动不稳定现象，从闪蒸异质成核的机理出发，诱发闪蒸提前发生，提出在闪蒸段内设置插入物或在上升段入口注入不凝性气体的方法，消除闪蒸诱发的流动不稳定性同时提升系统的换热效率。
本文利用可视化图像与实验数据相结合的方法，在不同加热功率、不同水箱液位工况下，研究闪蒸段内插入物位置、数量及插入深度对闪蒸流动不稳定性的影响；研究不同注气量对闪蒸流动不稳定性的影响。结合可视化图像，对闪蒸流动过程
本文利用可视化图像与实验数据相结合的方法，在不同加热功率、不同水箱液位工况下，研究闪蒸段内插入物位置、数量及插入深度对闪蒸流动不稳定性的影响；研究不同注气量对闪蒸流动不稳定性的影响。结合可视化图像，对闪蒸流动过程
圆柱形结构受到内流或外流的冲击，由于表面流体力的变化而产生形变，形变反过来又会对流场分布产生影响，这就是流固耦合作用。本文通过CFD仿真，首先对单管的圆柱绕流流场进行模拟，研究其升阻力特性和管束下游的旋涡脱落现象。并采用双向流固耦合方法，分析不同流速下单管的振动特性以及频率响应，对轴向流动下单棒的流致振动特性进行研究。并与文献中的结果进行对比，验证数值模拟的可行性。最后对棒束、定位格架、搅浑翼片等结构进三维实体建模，并对之进行装配，通过抽壳方式进行流道的抽取。分别研究了带有定位格架和不带定位格架的燃料棒束
核电厂系统复杂，且存在潜在的放射性威胁，保障其安全平稳运行至关重要。以EPR、AP1000为代表的第三代核电厂大规模运用了数字化显示仪表，一旦发生核事故，操作人员很难第一时间明确故障来源与传播路径，容易做出误判，从而引发更严重的后果。因此建立核电厂一回路典型故障诊断系统，在故障发生时及时给出故障发生原因，帮助操作人员做出正确判断，提高核电厂运行安全可靠性，具有重要意义。
本文针对核电厂一回路系统使用深度学习与集成学习方法建立一套智能故障诊断模型，解决传统浅层机器学习算法在核电厂故障诊断中存在鲁棒
本文针对核电厂一回路系统使用深度学习与集成学习方法建立一套智能故障诊断模型，解决传统浅层机器学习算法在核电厂故障诊断中存在鲁棒
核电厂主泵在高温高压的环境下长期不间断运行，既提供冷却剂的驱动力，又要保证一回路边界的完整，是核一级设备。其研发与制造的关键是可靠性设计、分析与验证，使主泵的可靠性水平达到规定的指标。主泵是典型的高价值、小子样、长寿命的机电结合的复杂产品。本文以核电厂轴封型主泵可靠性研究项目为背景，对主泵可靠性综合分析与闭环纠错技术进行研究，用于工程上主泵可靠性设计与分析。
首先，本文在调研主泵已有可靠性研究资料的基础上，论证提出了由功能模块与故障模式相结合的主泵可靠性建模新方法。分析了主泵功能模块与非功能失效
首先，本文在调研主泵已有可靠性研究资料的基础上，论证提出了由功能模块与故障模式相结合的主泵可靠性建模新方法。分析了主泵功能模块与非功能失效
对于压水堆核电站，蒸汽发生器传热管的流致振动是一个长期存在的问题，可能会引起传热管破损。因此，流致振动特性研究与疲劳寿命分析对核电站蒸汽发生器的安全分析具有重要意义。
本文基于ANSYSWorkbench平台，采用双向流固耦合计算的方法对全尺寸蒸汽发生器传热管弯头结构的流致振动特性与疲劳寿命进行了数值研究。本文先对直管的流致振动特性进行了不同湍流模型的验证计算，包括TransitionSST、Realizablek-e、低雷诺数k-e以及LES四种湍流模型。然后根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管的
本文基于ANSYSWorkbench平台，采用双向流固耦合计算的方法对全尺寸蒸汽发生器传热管弯头结构的流致振动特性与疲劳寿命进行了数值研究。本文先对直管的流致振动特性进行了不同湍流模型的验证计算，包括TransitionSST、Realizablek-e、低雷诺数k-e以及LES四种湍流模型。然后根据大亚湾核电站蒸汽发生器传热管的