摘要:运用同步辐射X射线荧光光谱分析技术对二龙湾玛珥湖0?485 mm (AD1282?AD1988)区间年纹层沉积物进行了分析,获得了Ti、Mn、Br等6种高分辨率元素含量。并对元素进行了因子分析,提取出控制沉积物化学组成的三个主要因子:早期成岩因子F1、生物成因因子F2和流域侵蚀因子F3。进一步的研究还发现,F2和F3的因子得分分别可以作为气候冷暖和干湿变化的代用指标,从而为古气候古环境重建提供了一条有效的新途径。结合高分辨率纹层年代学结果,初步评价了过去700年来该区域气候及环境演化历史。小冰期在二龙湾地区结束于AD1890年,期间波动较大,但不是表现为持续冷气候,共经历了三次冷波动集中时期。进入AD1890年以来,该区整体上呈现温暖湿润气候,但具体表现为温度逐渐降低、降水量逐渐增加的趋势,直至AD1985年降水量回落,温度转而升高。这是20世纪气候变暖在该区域的反映。
摘要:SSC-Linac RFQ (Separated Sector Cyclotron Linac Radio Frequency Quadrupolec)是中国科学院近代物理研究所和北京大学共同研制的国内首台高电荷态强流重离子连续波四杆型加速器,机械加工的高精度是RFQ能否顺利出束的关键步骤之一。为了检测其机械形位公差,采用了激光跟踪仪和关节测量臂合理组合应用的测量新方法,使两种高精度的测量仪器能扬长避短,克服了大尺度工件形位公差传统测量方法的不足,使其在测量过程中发挥其最优的使用性和操作性,有效地提高了工作效率,从而保证RFQ高精度的测量结果。
摘要:随着现场可编程门阵列(Field Programmable Gate Array, FPGA)在现代航天领域的广泛应用,FPGA的单粒子效应(Single Event Effect, SEE)逐渐成为人们的研究热点。选择Microsemi公司Flash型FPGA分布范围最广的可编程逻辑资源VersaTile和对单粒子效应敏感的嵌入式RAM单元RAM Block作为单粒子效应的主要测试对象,提出了两种不同的单粒子效应测试方法;然后,使用仿真工具ModelSim对提出的两种电路的可行性进行了仿真验证;最后,基于自主研发的实验测试平台,在兰州重离子加速器(Heavy Ion Research Facility in Lanzhou, HIRFL)上使用86Kr束进行了束流辐照实验,实验结果表明,测试方法合理有效。
摘要:功率控制系统(Power Control System, PCS)是反应堆控制系统(Reactor Control System, RCS)的重要组成部分,它完成功率提升、功率保持与功率调节的作用。在钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor, TMSR)核能系统固态堆设计方案中,功率控制器根据实测功率与设定功率值之间的偏差和偏差的变化趋势,按照经典的比例-积分-微分(Proportional Integral Derivative, PID)控制算法,给出调节控制棒的运动距离和运动方向等信号。PCS的PID算法设计与基于反应堆中子物理、热工及控制棒的传动性能构成的闭环控制系统的特性有关,其不同参数的确定与系统的静态和动态性能指标的要求相对应。本文从控制的角度出发,在已有的控制棒样机中设计的棒控棒位系统及相关中子物理的基础上对PCS的PID算法进行多层次仿真与参数分析,并对系统的可控性与可测性进行分析验证。分析及仿真结果表明两种控制模型下的系统均是完全可控及完全可测的,在合适的PID参数集下均能体现响应的快速性及系统的良好鲁棒性和抗干扰能力,具有实际的应用意义。
摘要:利用修改后的适用于固态熔盐堆的RELAP5/MOD4.0系统分析程序,对固态熔盐堆全厂断电ATWS (Anticipated Transient Without Scram)事故进行了分析。主回路系统进行了合理简化建模,模拟系统在全厂断电ATWS事故时非能动余热排出系统有效与否两种情况下的瞬态响应过程。分析结果表明:非能动余热排出系统在全厂断电ATWS事故初期作用不明显,但长期作用较明显,投入使用后最终将使堆芯温度和主冷却剂温度达到稳定;对于固态熔盐堆来说,即使非能动余热排出系统失效,燃料元件温度上升也很缓慢,给人员干预采取必要措施提供了超过20天的宽限时间。分析结果表明了固态熔盐堆在应对极端事件时具有高的安全性。
摘要:研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident, LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15000s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。