源项

摘要： 本文考虑了具有声学边界条件、非线性内部及边界源项的拟线性波方程的初边值问题.在假设初始能量为负时,通过构造Lyapunov泛函的方法,证明了拟线性波方程解的整体不存在性.

摘要： 研究固结型多孔介质的阻力压降与阻力系数的相关性,以具有固结型多孔介质结构特点的铜网为多孔介质区域,建立水平管段内流动阻力模型;利用无量纲的π定理分析法推导出黏性阻力系数和惯性阻力系数与雷诺数和欧拉数具有系数相关性,归纳比较了公式法和拟合法用于计算多孔介质阻力系数的求解方法;设计一种用于测量具有不同结构特点的多孔介质材料阻力系数的实验装置,通过实验测量法和多孔跃迁模拟法研究流体阻力压降的特性。结果表明:铜网阻力压降随入口速度的增大而增大,入口速度较小时,阻力压降变化幅度较小,随入口速度逐渐增大,阻力压降变化幅度逐渐增大;相同速度条件下,铜网阻力压降随着目数的增加而增大;铜网内流体阻力压降实验值与利用多孔跃迁模型得到的模拟值吻合较好。多孔跃迁模型的可靠性验证为完善多孔介质区域的模拟方法具有实际价值,为详细描述多孔介质阻力特性具有参考意义。

摘要： 当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号。在瞬态过程中,带放射性的一回路冷却剂通过破口进入二回路系统,导致二回路放射性水平升高,触发二回路放射性高报警系统,操纵员根据放射性报警信号采取相应的缓解手段,将机组后撤到安全停堆状态。本文采用CATHARE程序开展了热工水力分析,结合分析结果,采用保守的源项分析方法,评价了该事故瞬态导致的放射性后果。分析结果表明,通过放射性报警信号,操纵员及时识别并隔离破损的蒸汽发生器(SG),瞬态过程不会对公众造成严重的放射性后果。

摘要： 在燃料元件包壳未破损的情况下,来自蒸汽发生器传热管、堆内组件等设备表面的腐蚀或磨损产物对堆外辐射场的贡献率超过了90%。为了降低反应堆停役期间的剂量或缩短大修工期,在停堆前采用氧化运行工艺,将空气或H;O;引入主回路水中,使活化腐蚀产物释放,然后通过树脂床快速去除回路中的腐蚀产物,降低停役时的辐射场剂量。本文对目前氧化运行释放和去除堆芯活化腐蚀产物进行研究,并对强迫氧化运行与自然氧化运行进行了深入的分析。

摘要： 分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。

摘要： 活化腐蚀产物是压水堆核电厂运行期间的重要辐射源。但由于其产生和迁移过程的复杂性,目前很难建立精确的机理模型进行准确计算。本研究从反应堆堆芯设计、结构材料使用、水化学、机组运行等方面分析了“华龙一号”和CPR1000机组的相似性和可参考性,以CPR1000系列核电厂近年来48个循环的冷却剂活化腐蚀产物运行数据为基础,经研究分析给出了“华龙一号”机组压水堆活化腐蚀产物的稳态现实源项和设计源项,并和三代压水堆EPR、AP1000的源项进行了对比,分析了方法及结果的合理性。

摘要： 为解决铅铋堆中^(210)Po的产生及迁移计算问题,基于国际上同类型反应堆该问题的计算方法,开发了可用于铅铋堆^(210)Po的产生及迁移计算的源项程序(LBE-SOURCE)。利用LBE-SOURCE对ATW和CLEAR反应堆冷却剂中^(210)Po的活度、工艺间内Po的活度、人员吸入量进行了计算,LBE-SOURCE计算结果与ATW和CLEAR的计算偏差在0.03%~3.57%,程序计算结果与相应设计报告符合较好。此外,LBE-SOURCE程序已用于铅铋堆中^(210)Po活度及迁移计算,计算结果与国际上同类型、同功率水平反应堆数值接近,解决了铅铋堆设计中的^(210)Po的活度计算问题。

摘要： 为研究漏空气量对大型凝汽器壳侧流场的影响,采用特定蒸汽管束冷凝模型进行数值计算研究.该模型综合考虑直接建模与多孔介质模拟的优点,详细研究了含不凝结性气体的蒸汽在凝汽器壳侧的流动特性和换热特性.结果 表明:当漏空气量达到8×10-5时,凝汽器壳侧流体的冷凝率为99.25％,凝汽器壳侧流体进出口压降为288.53 Pa.相对于纯蒸汽,其冷凝率更低,进出口压降更大.漏空气量对凝汽器冷凝效果影响较大,冷凝效果是凝汽器进出口压降的主要影响因素.

摘要： 利用时间分数阶微积分理论并结合变分迭代法,对含源项的一维时间分数阶种群扩散模型进行求解,得到了模型近似解的表达式;通过与相应整数阶精确解的对比验证了模型的合理性.

摘要： 以数据中心机房某一孔板及其相邻机柜为研究对象,采用ANSYS有限元分析方法,对孔板和机柜建立3种不同的有限元模型:几何实体模型、缩小送风孔板风口面积的基础模型、将孔板视为多孔介质面并添加源项的优化模型.根据实测数据确定3种模型的边界条件,通过有限元仿真计算获得它们的压力、速度云图,将基础模型和优化模型分别与几何实体模型进行对比.结果表明,优化模型与几何实体模型的速度场和压力场的大小误差在5％以内,同时优化模型的计算时间相较于几何实体模型可以减少60％.

摘要： C-14是一种广泛存在于自然界的天然放射性核素,半衰期5700y,衰变发射β射线(最大能量156keV).C-14有两大主要来源:在上层大气中被宇宙射线(主要是质子)活化,以及伴随核反应产生.虽然C-14释放的β射线能量不高，射程较短，但在摄入体内后，会造成内照射危害，因此C-14成为核动力厂环境影响评价工作中最受关注的几个核素(H-3，C-14和I-131等)之一。本报告计算了国产新型核电厂反应堆中由于中子活化产生的C-14源项，并根据国外的运行经验数据，估算了排放到环境中的气态与液态C-14的量。

摘要： 一般地讲,大区域放射性污染场地是指发生重大核事故、遭受核袭击、遭受核和辐射恐怖袭击或进行核武器试验后所造成的污染场地.针对大区域放射性污染场地具有污染面积大、污染类型多、污染形式复杂等方面的源项特点,介绍了大区域放射性污染场地源项调查基本技术途径,包括了现场测量和实验室分析两个方面,主要分析了就地γ谱仪测量转换因子的确定方法.在大区域放射性污源项调查中应用航测和就地γ谱仪测量是直接、快速、高效的技术手段.

摘要： 双方程湍流模型的数值方法核心就是对源项的数值处理.本文先详细回顾了目前在源项处理方面的进展.然后给出了我们最近应用混合解析/数值方法求解双方程湍流模型方程取得的结果,尤其给出了一些可压缩湍流计算的例子.

摘要： 本文重点介绍一个基于半激盘理论,用于分析畸变进气情况下的轴流压缩系统的性能变化的三维可压缩模型.该模型的核心是先利用流线曲率法来求得模拟叶片效应的叶轮机源项,然后再通过求解带源项的三维的非定常的Euler方程.利用该模型对某一跨音速转子叶片在进口没有畸变/有畸变的情况下进行了计算和分析,计算结果与实验结果一致.

摘要： 本文针对带小时间尺度的源项的方程描述的流动问题,提出了混合解析/数值方法。混合解析/数值的方法的基本思想是,分裂原始方程组为对流-扩散部分的偏微分方程和源项的常微分方程。偏微分方程采用合适的数值方法求解,而常微分方程采用解析方式积分。模型方程的理论误差研究表明,混合方法提高了源项处理的精度,降低了混合方法的整体数值误差。分析同时表明,基于时间分裂的算法在求解含源项双曲系统的定常类型问题,会存在数值振荡。为此发展了非分裂方式的混合解析/数值方法,在湍流模型数值计算中提高了数值稳定性,而且加快了计算的收敛速度。

摘要： 源项的数值处理一直是困扰湍流模型数值计算的重要问题.可以说源项数值处理的好坏,是湍流模型数值计算稳定的关键.针对源项引起的多尺度问题,作者提出了混合解析/数值方法.本文中,应用基于非分裂技术的混合方法到湍流双方程模型的数值计算中.计算表明,混合方法比传统方法,提高了湍流量输运方程源项的计算分辩精度,削弱源项对时间步长的限制.不但收敛精度提高,而且容许计算选取更大的时间步长,极大的提高了收敛速度.

摘要： 本发明提供一种实现粪污、尿液、冲洗水三项源分离、利于后端的污水处理及资源回收利用的粪尿冲洗水三项源分离便器，其包括便器主体结构，便器中部的凸起及隔板将便器分隔成小便区和大便区，所述小便区底部设置有小便及冲洗水收集管；所述小便区前端安装有冲洗水喷口，所述大便区底部设置有大便及冲洗水收集管，所述大便区后端安装有冲洗水喷口。本发明所述粪尿冲洗水源分离便器，分离效果好，能够满足后端污水处理及粪污资源化要求；适用于供排水条件困难、地理位置偏僻的厕所；分离关键部位结构简单，易于更换维护；便器粪污分离、冲洗均通过智能控制系统控制，无需使用者手动操作，使用方便易接受。

摘要： 本发明公开了基于排放源项的石油化工行业挥发性有机物源成分谱的建立方法，包括：获取排放挥发性有机物的至少一个排放源项；计算与每个排放源项对应的挥发性有机物的排放量；根据每个排放源项的排放量获取对应的排放权重；从目标企业中获取排放的挥发性有机物种类；根据挥发性有机物种类确定至少一个代表组分；获取与多个排放源项对应的多个挥发性有机物样品；根据每个挥发性有机物样品获取与其对应的每个排放源项的单项源成分谱，得到多个单项源成分谱；根据多个排放源项对应的多个单项源成分谱和对应的多个排放权重，获取目标企业排放挥发性有机物的综合源成分谱。所述方法能准确反映石油化工行业VOCs源成分谱特征。

摘要： 本发明公开了基于排放源项的石油化工行业挥发性有机物源成分谱的建立方法，包括：获取排放挥发性有机物的至少一个排放源项；计算与每个排放源项对应的挥发性有机物的排放量；根据每个排放源项的排放量获取对应的排放权重；从目标企业中获取排放的挥发性有机物种类；根据挥发性有机物种类确定至少一个代表组分；获取与多个排放源项对应的多个挥发性有机物样品；根据每个挥发性有机物样品获取与其对应的每个排放源项的单项源成分谱，得到多个单项源成分谱；根据多个排放源项对应的多个单项源成分谱和对应的多个排放权重，获取目标企业排放挥发性有机物的综合源成分谱。所述方法能准确反映石油化工行业VOCs源成分谱特征。

摘要： 本发明公开了基于多个排放源项的石油化工行业挥发性有机物源成分谱的建立方法，包括：获取排放挥发性有机物的至少一个排放源项；计算与每个排放源项对应的挥发性有机物的排放量；根据每个排放源项的排放量获取对应的排放权重；从目标企业获取排放的挥发性有机物种类；根据所述挥发性有机物种类确定至少一个代表组分；获取与多个排放源项一一对应的多组挥发性有机物样品；根据每组挥发性有机物样品获取与其对应的每个排放源项的单项源成分谱，得到多个单项源成分谱；根据多个排放源项对应的多个单项源成分谱和对应的多个排放权重，获取目标企业排放挥发性有机物的综合源成分谱。所述方法能准确反映石油化工行业VOCs源成分谱特征。

摘要： 本发明公开了一种带对称性源项多介质界面高阶处理方法，包括：读取流场数据，获取多介质界面处两侧的物理量的状态值及一阶空间导数，建立界面处的多介质Riemann问题以及具有线性初值分布的带对称性源项多介质广义Riemann问题；求解两个问题分别获得界面两侧物理量的预测值和一阶空间导数的预测值；在界面两侧建立两个虚拟区域分别作为两种介质的边界区域，使用获得的预测值对两个虚拟区域进行线性赋值，将原多介质问题解耦为两个单介质问题，采用时间离散方法在时间上推进，分别计算。通过本发明的方法处理多介质耦合问题，能保持界面处的速度与压强平衡，符合真实的多介质耦合问题的物理特性，有效地保持了二阶精度，具有较高的应用价值。

摘要： 本发明涉及一种新堆型气液态流出物排放源项的估算方法，属于辐射安全与环境保护技术领域，包括以下步骤：根据已有参考核电厂设计及排放源项、新堆型排放源项计算相关的重要参数，计算一回路主冷却剂源项；根据已有参考核电厂设计及排放源项、新堆型排放源项计算相关的重要参数、一回路主冷却剂源项，计算二回路源项；根据一回路、二回路源项以及三废系统的相关参数的保守预计，估算气液态流出物排放源项。本发明提供的方法能够初步判断核电厂的设计是否能够满足相关环境排放标准，为三废系统的设计和改进优化提供指导，对于新厂址的厂址选择和厂址容量分析等有重要意义。

摘要： 本发明公开了一种核电厂功率运行工况下管道沉积源项本底评估系统及方法，该方法包括：S1.测量活化腐蚀产物核素i的活度比εi、管道表面剂量率D和一回路冷却剂中核素i的活度浓度Ci；S2.建模并计算由沉积中的活化腐蚀产物贡献的管道表面有效剂量率Dd；S3.建模并计算沉积源项中活化腐蚀产物核素i的表面活度；S4.建模并计算管道沉积源项对探测器总计数率CPS或总吸收剂量率Gy/h。本发明的核电厂功率运行工况下管道沉积源项本底评估系统及方法，测量活化腐蚀产物核素i的活度比、管道表面剂量率、一回路冷却剂中核素i的活度浓度，建模并计算管道沉积源项对探测器总计数率CPS或总吸收剂量率Gy/h，实现了机组功率运行工况下对沉积源项本底的评估。

摘要： 本发明公开了一种医用回旋加速器退役源项调查方法，其包括以下步骤：利用Monte Carlo方法计算中子分布，获得中子分布情况；根据中子分布情况设置采样点的位置；将各个采样点的位置输入到Monte Carlo软件中，获得理论计算的各个采样点的放射性核素种类和比活度，根据各个采样点的位置进行采样，再根据采样结果进行放射性核素化学分析、获得实际采样点的放射性核素种类和比活度；将两种方法获得的放射性核素种类和比活度结果进行对比，并且不断用理论计算结果校正实际采样点的位置和比活度；本发明通过理论计算和实测相结合的方法，最终分析出特殊的关键点和切割范围，使得上百吨重量的加速器最后切割出的高放射性废物只有几十公斤甚至几公斤。

摘要： 本发明涉及一种未知源项辐射场重构方法，包括步骤：获取输入参数并生成不同源项假设下的辐射场数据；对生成的辐射场数据进行预处理及数据增广；构建变分自编码神经网络模型；构建损失函数对变分自编码神经网络模型进行调优，并根据调优后的变分自编码神经网络模型得到γ辐射场重构结果。本发明还提供一种存储介质及一种未知源项辐射场重构系统，采用本发明所述的未知源项辐射场重构方法、存储介质及系统可在现有测量手段及现场条件不支撑精确测量的情况下，实现γ辐射场精准重构。

摘要： 本发明涉及了一种反应堆失水事故的源项分析方法及系统，该源项分析方法包括：获取放射性核素的衰变常数和沉降因子，及实时获取安全壳泄漏率，并计算瞬态过程的安全壳内放射性核素浓度；根据舱室的通风率、当前的安全壳泄漏率、前一时刻的安全壳内放射性核素浓度、舱室内前一时刻的放射性核素浓度，计算舱室内当前的放射性核素浓度；获取舱室的通风系统对放射性核素的过滤效率，并计算当前时段向环境释放的放射性核素浓度；计算整个事故期间放射性核素向环境的释放总量。通过该技术方案，在反应堆(例如海上小型堆)发生失水事故时，提高了评估事故对公众造成放射性后果的关键输入的准确性，为核电厂安全分析和环境影响评价提供了准确的数据支持。