搜索结果: 76-90 共查到“知识库 核动力工程技术”相关记录317条 . 查询时间(1.882 秒)
Evolution of the differential transverse momentum correlation function with centrality in Au+Au collisions at $\sqrt{s_{NN}} = 200$ GeV
transverse momentum correlation Au+Au collisions Evolution
2011/7/20
We present first measurements of the evolution of the differential transverse momentum correlation function, {\it C}, with collision centrality in Au+Au interactions at $\sqrt{s_{NN}} = 200$ GeV. {\it...
Jet reconstruction and jet background classification with the ALICE experiment in PbPb collisions at the LHC
Jet reconstruction jet background classification PbPb collisions LHC
2011/7/21
For a quantitative interpretation of reconstructed jet properties in heavy-ion collisions it is paramount to characterize the contribution from the underlying event and the influence of background flu...
针对压水堆核电厂的运行特性，研究核电厂接入电网后对电网低频振荡的影响，这对于核电厂及电力系统的稳定运行与及时实施有效地控制具有重要的意义。利用特征值分析法搜索2015年湖北电网中与大畈核电相关的振荡模式，并通过矩阵束分析法对扰动后的电网功率振荡曲线进行模态分析与曲线拟合来识别电网发生扰动后的主导振荡模式，最后在与该模式强相关的大畈核电机组上配置电力系统稳定器(power system stabil...
双参数威布尔分布在核电站数据处理中的应用
威布尔分布 小样本 定时截尾 贝叶斯方法
2011/8/25
核电站设备可靠性数据的处理是电站进行以可靠性为中心的维修（RCM）和寿期管理（LCM）的基础。在核电站失效数据的实际处理过程中，常会面临失效样本少、维修导致数据分布不独立等问题。为解决上述问题，本文提出以双参数威布尔分布作为寿命模型、采用贝叶斯方法来处理小样本失效数据的方法，并结合核电站运行数据进行验证。结果表明，本方法在处理样本较少以及存在维修老化问题时，具有更好的适用性和准确度。
核电厂概率安全分析中动态可靠性方法综述
动态可靠性 概率动力学 蒙特卡罗模拟 离散动态事件树
2012/5/23
用动态可靠性方法弥补传统事件树/故障树方法的不足，补充和完善现有核电厂的可靠性与安全性评估，已成为核电厂概率安全研究的一新发展点。近30年来，动态可靠性已具有相对成熟的理论基础——概率动力学，并形成了蒙特卡罗（MC）模拟和离散动态事件树（DDET）两类主要方法。本文简要介绍动态可靠性理论和方法的研究现状与技术特点，并对未来趋势进行分析。
基于改进遗传算法的冷凝器优化设计
冷凝器 改进遗传算法 优化设计
2012/5/23
冷凝器是核动力装置二回路系统中的重要设备，它的重量和尺寸是影响核动力装置重量、体积及布置等的重要因素。本文利用传热经验关系式和冷凝器工业性试验结果，建立了冷凝器数学模型，该模型包括热平衡计算、阻力计算、振动校核和冷凝器重量、体积计算，编制了相应的程序来验证模型的精确性，并对冷凝器重量、体积受冷却管外径、节距和冷却水流速影响的敏感性进行了分析。利用改进遗传算法对冷凝器重量、体积进行优化设计，结果显示...
秦山第三核电厂人因可靠性分析
人因可靠性分析 THERP+HCR 比较分析
2012/5/23
人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成，其采用的HRA方法为简化的ASEPHRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论，本工作对秦山三核重新进行了HRA分析，并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上，秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数...
基于邻域粗糙集和决策树算法的核电厂故障诊断方法
核动力装置 故障诊断 邻域粗糙集 决策树
2011/8/22
核动力装置系统复杂，需要采集和监测的变量较多，这给装置故障诊断增加了困难。针对该问题提出基于邻域粗糙集的参数约简算法，该算法实现了实数空间的粒度计算，可直接处理数值型参数，无需离散化参数。在此基础上，采用决策树算法对核电厂的失水事故、给水管道破裂、蒸汽发生器U形管破裂和主蒸汽管道破裂等4种典型故障进行训练学习，并将诊断决策结果与支持向量机算法进行对比。仿真结果表明，该算法可快速、准确地诊断出核电厂...
层次贝叶斯法在补水泵故障数据处理中的应用
数据处理 补水泵 可修设备 层次贝叶斯模型
2011/8/18
在不区分不同补水泵故障数据的情况下，应用多个可修设备的数据处理方法进行了补水泵可靠性参数的计算，得到了补水泵可靠性参数估计值；在区分不同补水泵故障数据的情况下，建立了用于其可靠性分析的层次贝叶斯模型，并用WinBUGS软件对其进行了求解计算。最后，对计算结果进行了分析。
极限的未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应，采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素，如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱（CMT）特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵（RCP）可用性、启动给水系统（STS）可用性和蒸汽发生器（SG）传热等作了一系列敏感性分析。分...
研究了将布尔代数与模糊逻辑相结合进行核动力系统技术状态评估的方法。在已有研究成果的基础上，基于核动力系统串、并联单元输出的布尔表达式推导，结合模糊逻辑，建立了一种普适的核动力系统状态评估模型，实例应用表明该方法能够量化设备的部分失效对系统技术状态的影响，分析结果可为系统的使用与维修决策提供参考。
出口集管LLOCA始发严重事故分析
严重事故 出口集管 大破口失水事故 慢化剂注水
2011/8/18
采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故（LLOCA），同时叠加低压安注失效，辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭，使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效，慢化剂系统逐渐被加热，最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效...
核电厂一回路系统模拟实验设计与分析
模化方法 实验回路 传热流动
2011/8/17
研究核电站特定运行工况下，一回路系统传热流动的规律。应用Ishii模化方法模拟压水堆核电厂的一回路系统，设计出主泵与关联系统耦合实验回路的主要热工参数。同时，应用机理性程序对设计的实验回路进行分析。结果表明，基于Ishii模化方法设计的实验回路主要参数合理可行；模型可以研究反应堆原型事故运行瞬态工况下，一回路各系统间传热流动相互影响规律。
为评价含H2S天然气井潜在事故对其附近核电厂主控室可居留性的可能影响，假定了含H2S天然气井潜在的最大可信事故及其源项，保守选取污染气象条件，利用核电厂主控室可居留性毒性极限浓度阈值来初步评价含H2S天然气井外部人为事件对核电厂安全运行的潜在不利影响。工程实例计算结果表明，这种方法可供核电厂选址阶段外部人为事件初步评价参考。