摘要：故障时间数据服从单参数情形下使用Jeffreys先验可以得到很好的推断结果,但对于服从双参数的情形,并且参数之间具有相关性时,需要对Jeffreys先验作特定的修改才能使用;推导出服从正态分布的核动力设备故障时间的Jeffreys先验和Reference先验,通过分析它们的后验频率性质得到:Reference先验πR(μ,σ~2)∞1/σ~2是σ~2的精确概率匹配先验、μ的二阶概率匹配先验;在Jeffreys先验下,σ~2水平为α的可信上限的频率覆盖概率低于事先给定的可信水平α,其差异会随着样本容量的增大而逐渐缩小;对实例进行分析,首先推导出核动力设备泵的正态分布故障时间数据的Reference无信息先验,应用此先验对故障时间数据进行分析,然后通过Bayesianχ~2拟合优度对所建立的无信息先验模型进行检验,发现仅有15.5%的R^B超过0.95分位数,表明所建立的正态分布Reference无信息先验模型可以很好的描述本实例中核动力设备泵的故障时间数据。

摘要：在航空、核电和国防军工领域当中,安全关键系统(Safety-Critical System,SCS)的软件非常重要,其可靠性必须通过测试或形式化方法来保障。符号执行作为一种高效的测试用例生成方法被广泛使用,然而,SCS软件系统的模块之间的耦合性较高,使得符号执行约束求解困难。本文针对这类软件系统提出一种带权最小割集的解耦方法,为安全关键软件系统的自动化测试提供了一种新思路。

摘要：以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。

摘要：本文介绍了"反应堆厂房内环境对磁性数显定位设备影响研究"的目的、意义、必要性、关键技术、解决途径及相关试验与结果分析。试验证明,磁性数显定位设备的定位精度受环境因素影响较小,对核电站厂房环境适应性较好。

摘要：采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传热特性有较大影响,为今后IPWR燃料栅元、组件、堆芯设计和热工水力分析提供了初步参考和依据.

摘要：数域筛法(NFS)是目前大数分解效果最好的算法,它的研究对于当前的公钥密码体系有着重要的意义。对数域筛法进行了综述,尤其是多项式选择、数对筛选、矩阵生成、矩阵求解、平方根求解和大整数运算等关键步骤,同时介绍了数域筛法中五个步骤计算量的示例、RSA-240最新的多项式和多项式选择对数对筛选效率的影响,指出低复杂度算法、与体系结构相适应的算法、海量大整数协同分解、高效的数对筛选和高效大整数运算等技术是未来值得关注的方向。

摘要：针对反转反应堆(inverted pressurized water reactor-简称IPWR)中子学问题,首先构筑了IPWR全尺寸堆芯模型,在该模型的基础上进行了堆芯组件临界计算和中子学相关参数计算,确定了当氢重比为6.5,水棒直径范围为7～12 mm得组件栅元尺寸设计范围.同时通过点燃耗程序分析了不同可燃毒物在组件中均匀分布时,无限增殖系数随燃耗的变化,确定选择Er2O3作为IPWR堆芯可燃毒物.

摘要：压水堆稳压器压力控制系统通过控制加热或喷淋等方法,维持核电厂压力容器的压力在安全的范围内,属于核设施安全关键设备。压力控制的热工流体力学过程具有高度复杂、非线性等复杂系统特点。针对第三代堆型AP1000堆型数字化稳压器压力控制系统,通过运用基于系统理论的STAMP模型进行安全性分析,发现影响安全的潜在危险因素,强化安全约束,预防危险事故,提出改进建议为提高压水堆稳压器压力控制器的安全性和核电设备国产化做出贡献。