摘要：为了开展热管堆的核功率控制方法研究,本文建立了MegaPower热管堆的轻量化动态模型,并基于此对设计的控制器进行了仿真验证。基于集总参数方法,研究了堆芯到热管再到换热器的传热模型,并建立了Simulink仿真模型。针对热管堆的控制方法,首先确定了以负荷跟踪和换热器出口温度不变为控制目标,然后设计了并联比例-积分-微分(PID)和串级PID两种控制器,并对比分析了两者的控制效果。结果表明:模型方面,模型的稳态误差不超过0.05%,其在无控制情况下的参数响应趋势与理论分析一致,且仿真速度较快;控制方面,2种控制器均能够达成控制目标,核功率和换热器出口温度的调节时间小于150 s,且波动幅值较小。因此,本文建立的热管堆的动态模型可以用于热管堆控制方法的仿真验证,基于PID设计的两种控制器具有较好的控制效果,且串级PID控制器的控制性能更好。

摘要：本研究针对辐射防护课程知识点繁多,学员学习积极性不高的问题,运用雨课堂进行混合式教学,并分别从教学模式分析,教学前端分析和教学实践分析三方面进行课程设计与总结。课程组构造了高效的教学结构,提高了学员学习积极性,提升了人才培养质量,对其他类似课程教学具有一定的借鉴意义。

摘要：本文针对核废物处置与退役管理专业学员培养过程中存在的实验教学方法相对简单陈旧、学员主体不突出,课内实验、课程设计与毕业设计之间缺乏衔接手段等问题,开展基于线上线下混合式教学 + 项目驱动的《放射性废物管理》课程教学改革研究。依托核心专业课程《放射性废物管理》的实施,在理论教学方面,通过线上线下混合式教学,引导学员自主构建专业知识体系,培养学员将所学专业知识融会贯通的能力;在实践教学方面,以综合设计性实验为核心,突出其综合性、设计性,坚持项目教学法、第一课堂与第二课堂相融合,突出学员主体地位,建立“项目任务”为抓手的“项目驱动 + 第二课堂”实践教学方法,培养学员创新实践能力。

摘要：[目的]为充分运用核动力装置的运行管理经验辅助核动力操纵人员进行故障诊断,设计一种船用核动力装置故障诊断专家系统。[方法]首先,根据故障树与产生式规则之间的逻辑一致性,提出一种将故障树知识转化为产生式规则的方法;然后,对采用正、反向混合推理方法的专家系统知识库和推理机进行优化设计,并依据故障树最小割集和重要度分析结果设计正向推理策略以简化推理流程;最后,根据人工对故障状态判断的思路设计状态监测模块,实时采集关键设备参数以转化为专家系统可识别的设备信息。[结果]结果显示,采用所提方法可解决专家系统知识获取困难的问题,能在保证推理准确度的前提下提升推理效率,实现了专家系统的在线故障诊断功能。[结论]研究表明采用所提方法可提升专家系统获取知识的能力和推理效率,对保障核动力装置的运行管理安全具有重要意义。

摘要：船用堆供电系统的可靠性对核动力装置的安全性有重要影响。参考某典型船用堆供电系统设计,提出了船用堆供电系统故障树建模基本原则,以全船断电事故为顶事件建立故障树,确定了系统的邻接矩阵,并基于此设计了一种故障树辅助生成及最小割集求解程序。通过定性和定量分析得出全船断电事故的发生概率及各电源设备的重要度,并提出相应的改善措施,为船用堆供电系统的设计、使用和维护保养提供技术支撑。

摘要：依托全军军事职业教育平台,以军事职业教育课程教学设计整体优化为统领,以实战化教学内容与信息化教学资源整合为核心,构建了MOOC、精读精研教材、数字媒体训练资源复合的教学内容体系,推进了以线上线下混合学习为基本形式、以研究性教学为基本特征的信息化教学模式改革,推行了“三结合”的发展性学习评价,建立了学与导学融合、平等和谐的教学主体关系和学习服务机制,探索形成军事职业教育课程新型MOOC教学形态,推动军事职业教育课程学习方式变革。其意义在于促进军事职业教育课程学习方式的根本变革,支持部队官兵军事职业能力的持续发展。

摘要：稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故(LOCA)产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明:高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。

摘要：为研究蒸干点波动对蒸汽发生器传热管造成的损伤,以Babcock&Wilcox公司设计的直流蒸汽发生器为原型,首先利用一、二次侧耦合传热的方法得到相关热工水力参数,通过对比不同波动频率下蒸干点径向温度分布确定波动频率的影响,利用有限元分析得到传热管应力分布,最后根据S-N曲线对传热管进行疲劳评估,并探讨相关因素的影响。研究结果表明,蒸干点波动频率较低时径向温度分布与稳态相似,接触二次侧的传热管外壁面更容易发生疲劳损坏,虽然交变应力小于限值,但在堆内环境下存在一定运行隐患,温度波动幅值增大会导致传热管寿命明显下降,采用弹性约束有利于缓解蒸干点波动引起的疲劳。本研究为直流蒸汽发生器传热管在蒸干点波动条件下的寿命预测及安全运行提供了参考。

摘要：核动力装置结构复杂、运行参数多且耦合程度高,在异常运行工况时,运行参数之间存在极其复杂的非线性关系。采用人工方式进行故障诊断难度较大,亟需一种能高效识别异常运行工况类型的智能技术。概率神经网络(PNN)具有良好的非线性映射功能,适用于核动力装置多参数、强耦合情况下的异常运行工况识别。本文选取6种核动力装置异常运行工况,依托核动力装置事故分析平台进行了模拟计算并提取了特征参数。分别采用PNN与BP神经网络方法,在MATLAB环境中建立了异常运行工况识别模型,并进行了验证。结果表明,基于PNN的异常运行工况识别方法有效,且较传统BP神经网络方法更准确、快速。

摘要：以浮动核电站换料作业为研究对象,提出数字孪生技术应用到浮动核电站的技术路线,整合设计数据并开发核燃料装卸舱的数字孪生系统,建立虚拟舱室模型并开发新燃料运输过程控制程序,采用基于过程控制中的对象链接与嵌入技术统一架构(OPC UA)的通讯协议实现虚拟舱室模型和控制系统的双向交互。结果表明,开发的数字孪生系统能够为换料作业操作设计过程的人员站位、操作流程设计优化提供依据。因此,本文提出的数字孪生技术应用方法能够服务于浮动核电站的设计阶段,并为其在浮动核电站全生命周期的应用提供参考。