船用核动力装置可靠性与安全性分析的关系探讨

以船用核动力装置为对象,探讨其可靠性与安全性分析的发展及现状,对二者关系进行分析,从概念、方法和工程背景角度提出作者的观点.     

基于规程匹配的维修作业虚拟确认技术

在建立了维修作业规程信息形式化模型的基础上,利用PAR语言将维修规程进行规范化描述,进而形成作业规程源案例库.采用混合相似度方法对模拟作业内容与源案例库规程进行相似度计算,将计算结果作为维修作业虚拟确认的判断依据,实现了维修作业规程指导虚拟维修仿真的目的.最后,通过实例证明了该方法的适用性和先进性.     

船用堆物理启动外推临界曲线优化研究

外推临界监督是反应堆物理启动过程中的重要安全保证,控制棒积分价值的非线性和反应堆内的中子泄漏都对外推的准确性有重要影响.针对这种情况提出了一种综合考虑控制棒价值与堆芯泄漏的外推方法,提高了外推的准确性.     

多维六角形节块动力学程序系统的开发及验证

以多维六角形节块中子动力学程序HENKO的理论模型为基础,研制成功六角形组件的反应堆多维瞬态分析程序系统,提出了一种处理控制棒尖点问题的方法.通过VVER一号国际基准问题的验算,验证了本程序的正确性.     

围绕J=1/2,2水平椭圆柱的有限长接触熔化

研究相变材料围绕J =1/2 ,2水平椭圆柱在有限长接触时的温差熔化过程 .应用边界层理论求得熔化边界层厚度 ,作用力与熔化速度关系式 .讨论了有关结果 ,并与长椭圆柱以及有限长圆柱的温差熔化的结果进行了比较 ,给出一些有益的结论     

热动力系统循环泵配置方案的可靠性分析

分析了热动力系统单、双循环泵配置方案的系统可靠性影响因素 ,对双泵方案的设备、结构组件的相关性作了初步的估计和评述     

舰艇核反应堆堆芯寿期的论证研究

服役年限是核舰艇可靠性要求的一个组成部分,影响其确定的一个主要因素是核动力装置反应堆的堆芯寿期。本文讨论了堆芯寿期与核舰艇服役年限的关系,在分析核燃料消耗的影响因素基础上建立其估计模型以供服役年限与堆芯寿期进行权衡,最后参考军情况,提出堆芯寿期的确定原则。     

核动力装置热工水力运行分析程序中的堆芯物理模型

提出了一套用于微机版船用核动力装置热工水力运行分析程序的堆芯物理模型 ,该模型既能较逼真地描述实际的物理过程 ,又能满足运行实时性要求和运行监督所要求的计算精度     

点堆中子动力学方程的刚性研究

用去耦合法在不作假定的条件下导出不含中子寿命的先驱核密度方程 ,也达到了将刚性限制在中子密度方程中的目的 .     

核反应堆非能动系统物理过程敏感参数识别的迭代法

核反应堆非能动系统参数敏感性分析是系统可靠性不确定性分析的重要组成部分。相关系数在刻画系统物理过程的成功准则参数敏感性方面存在缺陷,针对此问题提出迭代法,其综合了输入参数与成功准则的相关系数、偏相关系数以及输入参数之间的相关系数三方面信息,通过实例验证方法的正确性和实用性。迭代法适合分析参数对成功准则的偏相关性,能识别出更为精确的敏感参数,为进一步提高非能动系统物理过程的可靠性提供参考依据。