变频一体机断链保护在刮板输送机中的应用分析

针对刮板输送机容易出现断链问题,提出了变频一体机基于电流变化率的断链保护检测和基于转速变化的转差率保护检测方法,以解决刮板机断链后的及时停机保护和刮板断链前的预检测保护难题。根据现场的实际应用效果和运行数据分析,断链保护检测方法能够有效降低刮板输送机断链故障几率,同时在发生断链故障时能可靠停机保护,保障综采设备的开机率。     

基于热释电红外传感技术的拦人闭锁装置在王家岭煤矿的应用

基于热释电红外传感技术的拦人闭锁装置能够有效解决煤矿工人进入危险区域不能有效被发现和制止的痛点,同时可以明显区分人和其他物体的不同信号,避免了误动作。基于此,首先阐释热释电红外传感器的基本原理,并对该装置的结构及系统进行简介,提出了防人员误入装置在王家岭煤矿井下的几种应用方案,并对其效益和发展前景进行展望。     

LOCA源项与放射性后果计算影响因素分析

建立了冷却剂丧失事故（LOCA）源项与剂量分析模型,研究堆芯持续释放时间、喷淋作用、母核衰变对LOCA源项及放射性后果的影响。结果表明：堆芯瞬时释放情况下,释放到环境中的累积活度高于持续释放,尤其是短半衰期核素差异显著,如¹³⁵Xe^m和¹³⁸Xe。事故前期,喷淋对^131~135I影响显著,碘向环境的释放量及剂量随喷淋去除常数的减小而增大。母核衰变对剂量结果影响很小。各种情况下,非居住区边界和规划限制区外边界剂量均满足接受准则的要求。考虑喷淋时效且堆芯释放按照时间无关过程（瞬时释放）来估计事故源项与辐射剂量具有保守性。     

小型模块化反应堆特性及应用分析

介绍了先进小型模块化反应堆(Small Modular Reactor:SMR)的特性,并分析了其应用前景及所面临的挑战;描述了国际上主要核国家和我国SMR的研发现状。分析表明在无法由传统大型反应堆核电厂提供能源的区域以及在大型反应堆核电厂不能与非核技术电厂相竞争的领域,SMR作为一种多用途的分布式综合能源在扩大核能的和平应用上面具有巨大的潜力。     

RASCAL及其在核事故后果评价中的应用

介绍了美国核管会用于核与辐射事故后果分析的辐射评价系统(RASCAL)的主要功能和特性,重点分析了RASCAL的源项计算剂量模块、场外监测数据计算剂量模块、气象数据处理模块,以及源项计算模式、大气输运扩散模式和剂量计算模式。最后,将RASCAL应用于我国某核电厂事故应急演习中,评价分析事故情景下的放射性影响,并将其结果通过Google Earth进行三维展示。     

土地利用/土地覆被变化的水文效应模拟

通过SWAT模型数据库的建立、参数敏感性分析、率定、验证,模拟了泾河流域1992—2001年的月流量过程,并将构建的5种不同土地利用/土地覆被情景分别输入SWAT模型,模拟土地利用/土地覆被变化的水文效应。结果表明:随着草地和林地面积的增加,年均流量减小;地表裸露无植被时,年均流量比模拟期增大20.36%;地表全部为林地草地时,年均流量比模拟期减小7.68%;退耕还林和土地进一步退化时,年均流量均有所增大,但增幅不大。     

核电厂总排放口设置与液态流出物排放方式探讨

采用直流循环冷却的滨海核电厂温排水排放口与放射性液态流出物排放口是共用的,称为总排放口,因此总排放口的设置须同时满足温排水和放射性液态流出物排放的法规要求。排放方式的选择除与受纳水体热环境容量、岸滩类型与应用可处置度、取水温升限值和技术经济指标等相关外,还与总排放口位置、受纳水体潮汐类型密切相关。以非正规半日潮为例,综合相关法规资料及我国核电工程实际,分析了放射性液态流出物排放方式及总排放口设置的相关做法,并给出了一些积极建议。     

核事故应急气载放射性物质扩散的精细化模拟方法研究

通过对国内外有代表性的中小尺度核与辐射事故后果评价数值模拟方法的调研,对发生在我国及境外邻近地区的核事故确立了精细化评估气载放射性物质扩散的数值模拟软件系统的总体研发方案,拟建系统采用相应的气象场与扩散场的预报方法和回顾性分析方法。该方法为软件的顺利研发奠定了技术基础,进而可有效提升我国核与辐射事故的应急响应能力。     

堆芯中子和γ源强计算方法及影响因素研究

中子和γ射线源强是辐射屏蔽设计的基本输入数据,研究堆芯中子和γ射线源强的变化有助于工作人员在维修和换料期间进一步做好辐射防护。论文通过ORIGEN-S调用不同的数据库建立了两种计算反应堆堆芯中子和γ射线源强的方法,对比了计算结果的差异,并分析了燃耗、富集度、比功率、运行方式对计算结果的影响。结果表明:在不同的停堆时间,采用ORIGEN-ARP计算的中子源强略小于采用CARD-IMAGE数据库计算的结果,差值在6%以内;两种方法对不同能群对应的γ射线源强产生的影响不同,且随着停堆时间的延长,影响增大;各因素对堆内中子源强产生了不同的影响,中子源强随燃耗的加深而逐渐增大,随着富集度和比功率的增大而减小,在燃耗相同且运行时间较长的情况下,间歇模式运行产生的中子源强高于连续模式下产生的中子源强40%~50%。     

基于AST方法的核电厂LOCA释放源项计算分析

根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。