基于商业零中频芯片的BPSK/QPSK解调器设计

提出基于商业零中频芯片MAX2837的BPSK/QPSK解调器设计,详细分析了零中频芯片MAX2837的特性、AGC环路、载波同步及位同步环路的设计.工程实测结果表明:该系统在误比特率为10-5时,解调损耗约2.5 dB,完成系统设计要求;该系统集成度高、体积小、重量轻、成本低.     

放射性气溶胶同时荷电-凝并模型的开发

放射性气溶胶发生衰变时会引起表面电荷累积，带电颗粒间发生静电相互作用，影响气溶胶的演化和迁移。为了探究颗粒荷电对气溶胶凝并行为的影响，从气溶胶荷电-凝并机制出发，建立完整的荷电-凝并双变量群平衡方程，使用分区法和单元平均技术数值求解。开发适用于放射性气溶胶发生的荷电-凝并行为的计算模型，使用近似解析方法和经典实验进行验证分析。结果表明：荷电-凝并模型能够准确预测与放射性气溶胶同时发生的荷电-凝并行为，对颗粒荷电对凝并动力学行为的直接影响进行阐释。     

熔融物液柱碎化模型对先进压水堆堆外蒸汽爆炸计算的影响分析

在堆外蒸汽爆炸计算中,液柱碎化模型影响着熔融物液滴生成速率、液滴直径、液滴分布、液滴凝固和气泡比例等粗混合参数和现象,从而影响了蒸汽爆炸的冲击载荷。本文基于MC3D V3.8程序,采用不同的液柱碎化模型（CONST模型和KHF模型）对先进压水堆堆外蒸汽爆炸进行计算分析,探讨了CONST和KHF模型对蒸汽爆炸计算的影响。结果表明,两种模型计算的粗混合状态类似;在熔融物触底时刻,爆炸性准则几乎相同,此时触发爆炸得到的冲击载荷差别很小,表明该时刻触发爆炸时不同液柱碎化模型对爆炸冲击计算的影响较小;在本文所定义的工况下,先进压水堆堆坑墙体承受的最高压力约为20 MPa,最大冲量小于0.2 MPa•s。     

蒸汽冷凝回流模型

蒸汽冷凝回流冷却是压水反应堆发生失水事故时的一个重要堆芯冷却模式，是当前核反应堆热工水力学研究的一个热点。反应堆主冷却剂系统出现中小破口时，堆芯内的热量主要由三种方式导出：蒸汽发生器(SG)的二次侧；破口流量热释放(早期)；应急堆芯冷却系统的再循环(中后期)。但是，如果反应堆冷却剂系统的破口尺寸大到一定的程度时，应急堆芯冷却系统注入的冷却剂不能使燃料元件完全淹没，堆芯上部裸露的燃料元件的温度就会升高甚至损坏。对于裸露的燃料元件来说，除了向上自然流动的少量蒸汽能够带走热量以外，堆芯燃料元件还有一种重要的冷却方式，即冷凝回流成为一种有效的热导出方法。蒸汽在流动过程中夹带有液体，当蒸汽通过狭窄流通或者受到冷却时，如流经堆芯上支撑板和蒸汽发生器入口时，就会发生蒸汽的冷凝回流。这些冷凝回流的冷却剂重新流回堆芯，会大大降低裸露燃料元件的温度，可使它们不会受到损坏。当蒸汽的流速大到一定程度时，就台发生回流极限(counter-current flow limitation，以下简称CCFL)。     

PCS系统作用下的安全壳内部大气流动与传热行为研究

先进压水堆核电厂普遍设有非能动安全系统以导出事故后安全壳内部热量,俄罗斯AES-2006型反应堆采用了开式自然循环回路的非能动安全壳冷却系统(PCS),对该类PCS系统作用下的安全壳内部大气流动与传热行为进行了数值模拟研究。研究结果表明,PCS系统下部的安全壳区域存在着由于冷凝作用产生的气体流动,PCS系统以上的安全壳区域的气体流动相对滞止;水蒸汽质量和温度在高度方向上呈层状分布,水平方向上则分布均匀;在计算时间段内,PCS系统的冷凝速率维持在了一个相对恒定的数值。本文的研究有助于国内自主先进压水堆PCS系统的研发设计。     

百万千瓦级压水堆严重事故下局部隔间氢气风险分析

核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气浓度。除安全壳整体外,局部隔间的氢气浓度同样是关注的重点。本文采用一体化严重事故分析程序对百万千瓦级压水堆核电厂安全壳局部隔间进行建模,分析了不同事故下的氢气风险。结果表明,严重事故下部分隔间短时间内可能存在燃烧风险。本文对降低燃烧风险的方法进行分析计算和筛选,得出的结论可以为安全壳隔间的设计优化提供参考依据。     

先进压水堆核电站氢气风险分析

核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大破口失水事故叠加应急堆芯冷却系统失效导致的严重事故期间的氢气行为及风险进行分析。结果表明,当气体释放源位于蒸汽发生器隔间时,氢气流动的主要路径为"蒸汽发生器隔间—穹顶空间—操作平台以下隔间";破口隔间的氢气体积浓度分布与源项氢气体积浓度及射流形态有关,非破口区域的氢气体积浓度呈层状分布,在扩散作用下,层状分布向下推移;蒸汽发生器隔间存在着火焰加速(FA)的可能性,但基本可排除燃爆转变(DDT)的可能性,穹顶区域基本可排除FA和DDT的可能性。     

1000 MW核电厂发生堆外蒸汽爆炸条件下引发安全壳失效概率分析

堆外蒸汽爆炸发生的可能性很低，但一旦发生，其产生的冲击载荷将有可能损坏安全壳结构的完整性。由于蒸汽爆炸触发概率存在较大不确定性，本文着重研究在假定已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下，爆炸载荷将进一步导致安全壳失效的概率水平。针对某1 000 MW压水堆，对选取的初始条件和物理模型参数，根据假设的概率分布进行拉丁超立方抽样，利用MC3D程序计算500个样本工况得到了爆炸载荷的概率分布。通过理论分析得到安全壳脆性曲线后，采用概率论方法计算得到安全壳失效概率以及各失效模式的贡献敏感度。结果表明，在假设已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下，爆炸载荷导致某1 000 MW先进压水堆安全壳失效的总概率为0.453。相比于堆坑侧壁失效，压力容器上冲位移是导致安全壳失效的主要模式。本研究的概率分析方法和结论可为安全壳完整性审评提供参考。     

衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响

文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC)，并通过燃耗计算程序进行了验证；以AP1000核电厂为研究对象，选取大破口始发的严重事故，采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明，衰变对¹³¹I、^131mXe、¹³³Xe、⁸⁵Kr和¹³⁴Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大，其结果与不考虑衰变的结果接近，结果曲线整体呈上升趋势，达到最大值后保持不变；衰变对¹³⁴I、¹³⁵I、¹³⁸Xe、¹³⁸Cs和⁸⁷Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大，结果曲线先上升后下降。     

基于COMSOL Multiphysics的中子扩散问题求解以及气冷微堆应用分析

基于三维有限元程序COMSOL Multiphysics的“系数形式偏微分方程接口”开发了中子扩散方程的求解模型，利用COMSOL Multiphysics的特征值和瞬态求解器分别对稳态和瞬态中子扩散方程进行了求解。通过与二维的2D-TWIGL基准题(包括稳态和瞬态工况)以及三维的3D IAEA PWR基准题的计算结果进行对比，验证了所开发中子扩散方程求解模型的正确性。针对气冷微堆堆芯进行建模，采用蒙特卡罗程序RMC生成双群和25群的群常数，利用该中子扩散求解模型开展了气冷微堆堆芯临界计算，结果分别与连续能量和多群蒙特卡罗计算参考值进行对比。结果表明：得到的有效增殖因数以及三维功率分布总体上能与对应的多群蒙特卡罗参考值较好吻合。与连续能量蒙特卡罗参考值相比，采用25能群的结果较双群划分方式更为准确。对于气冷微堆堆型，能群结构划分方式对结果精度的影响显著。采用精细能群划分能改善计算精度，但会使得求解所需资源和时间大幅上升。