检索结果-南通市图书馆

恰希玛核电厂2号机组高压熔堆预防和缓解措施的设计和分析

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核动力工程 2011年第6期32卷 110-114页

作者：史国宝上海核工程研究设计院上海200233

恰希玛核电厂2号机组在稳压器上增设一个电动节流阀,用于在"充水-排汽"冷却中实施排汽,以及严重事故高压熔堆下快速降压。本文采用SCDAP/RELAP5/MOD3.1程序分析了全厂断电叠加2个系列柴油机辅助给水系统失效事故,结果表明,增设的稳压器... 详细信息

恰希玛核电厂2号机组在稳压器上增设一个电动节流阀,用于在"充水-排汽"冷却中实施排汽,以及严重事故高压熔堆下快速降压。本文采用SCDAP/RELAP5/MOD3.1程序分析了全厂断电叠加2个系列柴油机辅助给水系统失效事故,结果表明,增设的稳压器电动节流阀能有效地实施严重事故下快速降压,缓解事故后果。

关键词：高压熔堆缓解措施快速降压电动节流阀

CAP1400严重事故下热工水力环境条件及氢气燃烧设备可用性论证试验

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核科学与工程 2023年第5期43卷 1122-1130页

作者：史国宝芦苇方立凯张伟薛山虎上海核工程研究设计院有限公司上海200233

严重事故下用于缓解和监测的设备仪表能否以合理的可信度执行其预期功能,称为设备可用性论证。严重事故环境条件是可用性论证的基础,基于现象分析结合概率安全评价见解,讨论了始发事件及一回路降压、氢气控制等多种缓解措施对热工水力... 详细信息

严重事故下用于缓解和监测的设备仪表能否以合理的可信度执行其预期功能,称为设备可用性论证。严重事故环境条件是可用性论证的基础,基于现象分析结合概率安全评价见解,讨论了始发事件及一回路降压、氢气控制等多种缓解措施对热工水力环境条件的影响,选取7个典型严重事故序列并完成计算分析,根据结果的热工水力特征,将其归并为氢气持续点燃、氢气整体爆燃及无氢气燃烧长期升温升压3类热工水力环境条件,其中第1类是主导性的。针对前两类环境条件,建立了高10 m,容积为60 m^(3)的试验台架开展典型设备的氢气燃烧环境可用性试验,为弥补试验台架与实际安全壳的差异,实现燃烧峰值和半峰时间的包络性,采用氢气预混合爆燃叠加持续通氢燃烧的试验方法来模拟氢气燃烧的环境条件。其中,对于不能完全包络的个别第二类条件,考虑热滞后效应,分析了设备的实际升温情况,证明设备承受的环境与安全壳环境的等效性。通过上述试验和方法已完成10类CAP1400严重事故缓解设备和5类测量仪表试验件在氢气燃烧环境下可用性论证。

关键词：严重事故设备可用性氢气燃烧

5G+MEC远程制作在十四运会转播中的研究与应用

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广播与电视技术 2023年第6期50卷 49-54页

作者：史国宝陕西广电融媒体集团陕西710061

高质量的信号传输是广播电视远程制作需要解决的核心问题,5G技术的发展为此提供了高效的信号传输手段,使超高清信号低时延、高画质传输成为可能。本文结合十四运会远程制作实际案例,分析了通过5G技术实现远程制作的方法,并对具体实践进... 详细信息

高质量的信号传输是广播电视远程制作需要解决的核心问题,5G技术的发展为此提供了高效的信号传输手段,使超高清信号低时延、高画质传输成为可能。本文结合十四运会远程制作实际案例,分析了通过5G技术实现远程制作的方法,并对具体实践进行了总结,可供业界同行参考借鉴。

关键词：远程制作 5G MEC

RELAP5/MOD3.3程序对非能动核电厂小破口失水事故的适用性研究

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原子能科学技术 2014年第2期48卷 291-297页

作者：徐财红史国宝上海核工程研究设计院上海200233

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事... 详细信息

AP1000核电厂采用非能动堆芯冷却系统来缓解小破口失水事故(SBLOCA),缓解事故的理念是流动冷却。RELAP5/MOD3.3程序适用于传统核电厂SBLOCA研究,对于非能动电厂SBLOCA研究的适用性需重新研究与评估。本工作基于非能动电厂小破口失水事故的分析,结合RELAP5/MOD3.3的结构与模型,对其进行评估和改进。为验证改进后的RELAP5/MOD3.3的适用性,以AP1000小破口失水事故的验证试验台架APEX-1000为模拟对象,分析模拟DBA-02、NRC-05事故工况。分析结果表明,改进后的RELAP5/MOD3.3的计算结果与试验数据符合较好。

关键词： APEX-1000 非能动堆芯冷却系统 RELAP5 MOD3 3 小破口失水事故

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恰希玛核电厂乏燃料自然循环冷却分析

核动力工程 1999年第5期20卷 413-416页

作者：史国宝上海核工程研究设计院 200233

利用ＲＥＴＲＡＮ０２程序对乏燃料自然循环冷却进行了分析。计算结果表明。恰希玛核电厂乏燃料池冷却系统失效后，只要在１９个小时内修复冷却系统，不会出现大量放射性物质外泄。

关键词：核电厂乏燃料自然循环冷却衰变热

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超临界水堆子通道分析

原子能科学技术 2009年第6期43卷 543-547页

作者：赵冬建路璐史国宝上海核工程研究设计院上海200233

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组... 详细信息

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。

关键词：超临界水堆第4代反应堆子通道程序

纯电动汽车的ESC制动力分配策略与控制研究

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纯电动汽车的ESC制动力分配策略与控制研究

作者：史国宝苏州大学

学位级别：硕士

汽车销量从2018年来不断下跌。然而中国从2015年起,新能源汽车销量跌宕前行,每年都是全球最大的新能源产销国。其中纯电动汽车的绿色零排放特点,得到迅猛发展。无论何种车,在底盘操纵制动安全方面都是重中之重。首先,本文电动汽车采用... 详细信息

汽车销量从2018年来不断下跌。然而中国从2015年起,新能源汽车销量跌宕前行,每年都是全球最大的新能源产销国。其中纯电动汽车的绿色零排放特点,得到迅猛发展。无论何种车,在底盘操纵制动安全方面都是重中之重。首先,本文电动汽车采用脱胎于传统汽车的集中式驱动。车辆动力传动模型选用集中式驱动纯电动汽车的结构形式,利用Carsim软件中传统汽车动力模型,去除传统发动机模型、离合器、变速箱,于Simulink中构建三相永磁同步电机模型以及轮胎滑移率模型,两软件联合仿真构成纯电动汽车模型。利用目标车速和车身实际车速改进纯电动汽车驱动控制策略,实现普通TCS(Traction Control System,汽车牵引力控制系统)驱动功能。其次,借鉴 bosch8.1的ESP(Electronic Stability Program,车身电子稳定系统)液压系统结构,在它的基础上精简出本文需要的ESC(Electronic Stability Control,汽车电子稳定控制系统)液压系统结构,利用Amesim液压软件构建出ESC液压模型,主动制动缸采用制动踏板角度传感器转化的制动压力信号,采用ESC主动泵产生对应压力,实现线性压力控制。其中每个轮胎增压阀和减压阀通过PWM(Pul se width modulation,脉冲宽度调制)占空比信号实现线性开关控制,最后利用μ-S的[0,S优]线性曲线段来实现线性控制轮胎制动力。然后,将Carsim电动车模型、Amesim的ESC液压模型、Simulink控制器进行三软件联合仿真构成整车道路行驶模型。基于最优滑移率的电机驱动控制以及门限滑移率的制动系统控制,实现电机和制动系统双重TCS控制。基于最优滑移率制动系统控制,实现ABS控制。分别基于车身横摆率的线性AYC(Active Yaw Control,主动横摆控制)横摆率控制,和失稳最优滑移率AYC控制。最后,分别利用A002电动汽车0-100km/h和0-50km/h的加速数据与A002纯电动汽车模型结果对比验证模型可信,电机仿真控制策略正确。利用A002的AB S(Anti-lock Brake System,汽车制动防抱死系统)制动实车数据与匹配仿真实验A BS结果对比,表明仿真ABS控制策略正确。利用带有ESP(Electronic Stability Program,电子稳定程序简称ESP)的C201汽车进行双移线测试到的车速和方向盘转角的同步信号,输入仿真产生的车辆横摆角速度数据峰值结果对应时刻和实车压力峰值数据对应时刻一致,且四轮缸制动压力幅值和实车数据幅值相近,证明ESC液压模型的AYC控制策略正确。

关键词：驱动防滑TCS 永磁同步电机制动防抱死ABS 横摆率控制AYC 电动汽车 ESC

同方学位论文库评论

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同方学位论文库

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增强IVR有效性的堆内注水策略研究

原子能科学技术 2021年第11期55卷 2013-2020页

作者：芦苇史国宝王佳赟曹克美张琨上海核工程研究设计院有限公司上海200233

熔融物堆内滞留(IVR)是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其... 详细信息

熔融物堆内滞留(IVR)是一项核电厂重要的严重事故管理措施,通过将熔融物滞留在压力容器内,以保证压力容器完整性,并防止某些可能危及安全壳完整性的堆外现象。对于高功率和熔池中金属量相对不足的反应堆,若下封头形成3层熔池结构,则其顶部薄金属层导致的聚焦效应可能对压力容器完整性带来更大的威胁。本文考虑通过破口倒灌及其他工程措施实现严重事故下熔池顶部水冷却,建立熔池传热模型,分析顶部注水的带热能力,建立事件树,分析顶部注水措施的成功概率及IVR的有效性。结果表明,通过压力容器内外同时水冷熔融物,能显著增强IVR措施的有效性。

关键词：严重事故熔融物堆内滞留堆内注水

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AP1000安全壳外环廊氢气风险分析

原子能科学技术 2016年第12期50卷 2230-2235页

作者：顾培文史国宝方立凯王佳赟上海核工程研究设计院上海200233

本文采用MAAP程序对AP1000核电厂的环廊区域进行建模,计算严重事故下的氢气浓度,以合理评估壳外氢气爆炸风险。分析结果表明:AP1000核电厂所设置的氢气点火器和氢气复合器能很好地控制环廊氢气浓度,防止壳外氢气风险的发生。只有在氢气... 详细信息

本文采用MAAP程序对AP1000核电厂的环廊区域进行建模,计算严重事故下的氢气浓度,以合理评估壳外氢气爆炸风险。分析结果表明:AP1000核电厂所设置的氢气点火器和氢气复合器能很好地控制环廊氢气浓度,防止壳外氢气风险的发生。只有在氢气点火器和氢气复合器均不可用,且产氢量很大的极限工况下,才可能在环廊区域内出现较高的氢气浓度,威胁安全壳的完整性。

关键词： A P1000 环廊区域氢气风险氢气点火器氢气复合器 AP1000