CLIPSNet组件在Visual C#中调用CLIPS编程的技术实现

为了方便在高级编程语言中调用专家系统开发工具CLIPS进行编程以开发界面友好且功能强大的专家系统,比较了几种在VisualC#中调用CLIPS的COM组件并着重介绍了其中CLIPSNet组件的使用方法,该组件能实现最新6.30版CLIPS的强大功能。通过一个范例程序展现了使用CLIPSNet组件进行面向对象专家系统编程的特点。     

严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究

基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。     

严重事故情况下环形燃料堆芯氢气产量分析

秦山Ⅱ期核电站反应堆堆芯采用环形燃料后,锆装量将增加约88%,在严重事故情况下,堆芯氢气产量的变化是一值得关注的问题。利用MELCOR程序模拟环形燃料堆芯,建立典型严重事故序列分析模型,分析结果表明:在堆芯熔化过程中,与传统棒状燃料堆芯相比,环形燃料堆芯氢气产量没有明显增加,使用环形燃料还能推迟事故进程,缓解事故后果。核电站采用环形燃料,不会增大氢气燃烧的风险。     

环形燃料棒束再淹没行为实验研究

环形燃料是一种可在维持或提升安全裕度的前提下大幅提高反应堆经济效益的新型压水堆燃料,由于其双面冷却的特点,环形燃料在LOCA再淹没阶段的热工水力行为与传统实心燃料存在显著差异。现有关于环形燃料再淹没行为的实验研究鲜有报道。本研究基于自主设计的高温环形电加热棒建立了环形棒束再淹没实验装置,开展了3×3环形棒束底部再淹没实验研究,探究了环形棒束再淹没典型物理过程及不同工况下再淹没关键参数的变化规律。结果表明,环形棒束再淹没物理过程与传统实心棒束类似,且内外通道的骤冷前沿推进和传热模式变化趋于同步。在同一时刻下,环形棒内外壁面间存在温度梯度。骤冷前沿推进速度随再淹没速度和过冷度的增大而增大,随峰值包壳温度和线功率密度的增大而减小。此外,定位格架在低流速、低过冷度与高壁温工况下能显著提升下游的骤冷前沿推进速度。     

爬电距离与电气间隙的经典案例剖析

本文结合电器产品安全标准的检测要求,对于两个经典案例,利用图解方式详细分析了爬电距离与电气间隙的测量部位和路径,并提出了需要注意的问题,确保检测结果的准确性。     

压水堆核电站采用环形燃料元件可行性研究

环形燃料是一种由两层包壳和环形芯块构成的内、外两面冷却的新型、高效和安全的燃料元件,能够在保持或增进现有反应堆安全性能的前提下,大幅提高核电厂功率密度20%～50%,是高性能轻水堆核燃料的主要发展趋势之一。开展了环形燃料概念设计、堆芯物理、热工水力、反应堆安全、辐照性能、经济性和制造可行性等方面的研究,结果显示出压水堆核电厂采用环形燃料的优势和可行性。     

核燃料循环临界事故中气溶胶行为研究

使用CONTAIN程序计算了核燃料循环临界事故发生时气溶胶的迁移、沉积等行为。结果表明：控制体连通与否以及水蒸气的存在与否会对气空间的气溶胶浓度、粒度分布及沉积等情况产生不同程度的影响。干燥情况下的控制体连通对气溶胶扩散影响并不明显,而水蒸气能够显著促进气溶胶的沉积和扩散。     

IHNI-1堆部件反应性的微扰计算

利用蒙特卡罗程序(MCNP)对第一代医院中子照射器(IHNI-1)进行了部件反应性价值的微扰计算,模拟计算了中央控制棒、辅助控制棒、上铍反射层、燃料棒等部件的反应性价值,分析比较了理论值与实验值之间的差异。结果表明,IHNI-1堆部件反应性价值的理论值与实验值基本符合,微扰方法的计算精度满足堆芯部件反应性价值的计算要求。     

CARR严重事故下密封大厅压力计算

CARR调试期间测量了密封厂房的泄漏率,利用实测泄漏率,用MELCOR程序计算在严重事故下大厅压力和实际泄漏率,研究大厅内外压差是否超过大厅结构设计的限值,并为环境评价提供实际泄漏率数据。计算表明,大厅压差在事故进程中不超过5kPa,远小于10kPa的设计限值;从事故开始8h内,泄漏率不超过2.5%/d（体积分数）,1d内泄漏率不超过2.8%/d,经校算,泄漏到环境的放射性裂变产物、放射性剂量小于环保限值。     

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。