摘要：移动式反应堆固有安全性高、经济性好、部署灵活,是未来先进反应堆技术发展的重要方向。高温气冷堆因其性能特点在移动式反应堆设计中广受青睐,基于此提出一种使用氦氙为冷却剂、低浓度TRISO包覆颗粒为燃料的移动式反应堆堆芯方案,并使用蒙特卡罗程序MCNP对其进行物理特性研究计算。计算结果表明:本文方案为超热堆,功率分布合理,控制系统价值足够;温度功率效应为负值,满足设计要求;后备反应性充足,可支持满功率运行1500 EFPD;本文方案相比其他先进移动式反应堆体积较小,但燃耗深度相对较浅。总体而言本文提出的堆芯方案合理,能够满足设计要求。

摘要：行波堆是一种采用"边增殖边焚烧"一体化模式的革新概念快堆,由点火区和增殖区组成,主要工作过程包括点火启动、行波形成、波稳定传播和寿期熄灭等阶段。本文通过理论分析和数值模拟相结合的方式对行波堆在点火和稳定传播阶段受扰动后的响应进行研究,结果表明行波在微小扰动下具有自稳特性。

摘要：本文建立了泳池式低温供热堆堆芯最优临界棒位搜索方法模型,设计并编程实现了基于快速非支配排序的遗传算法。该算法以控制棒组棒位为输入,以临界偏离度、核热点因子、核焓升因子为目标函数,搜索出满足热工水力和安全限值的优化解集,为解决无硼控堆芯最优临界棒位搜索提供了新的途径。

摘要：建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统(RDRAS)。采用RDRAS对重水研究堆(HWRR)堆本体退役包含的11项退役活动中可能出现的53种情况,分别进行建模和计算,确定了每种情况下工作人员面临的放射性风险,并对结果的不确定性进行了分析。

摘要：采用故障树分析法对HWRR控制区排风系统进行了分析,计算了排风系统的失效率,分析了影响排风系统失效率的主要因素。分析结果表明,交流母线和检修人员是影响排风系统可靠性的两大主要因素,应该予以重视。

摘要：泳池式低温供热堆堆芯在深水池内,利用了深水静压力来提高堆芯出口温度,以满足供热系统需求。400 MW泳池式低温供热堆堆芯采用69盒组件堆芯核设计方案,该方案的特点是:采用截短型压水堆燃料组件、低功率密度堆芯、长周期循环长度、无硼控反应性补偿机制、由载钆燃料棒提供部分后备反应性。给出了堆芯核设计准则,对装载方案进行了优化设计,对各循环进行了提棒顺序搜索和燃耗计算,对各循环的重要物理参数进行了分析。研究结果表明:69盒组件堆芯方案满足相关的核设计准则,具有良好的经济性和安全性。

摘要：本工作针对中国先进研究堆 (CARR)的堆工程需要 ,研制开发了CITA—TOOL接口管理软件。该软件的主要功能是 :为国际通用的CITATION软件提供参数输入文件 ;对keff、中子注量、燃耗等的计算结果进行分析处理 。

摘要：热管冷却反应堆采用固态堆芯设计、高温热管传热,具有结构简单、非能动、高可靠性等优点。为研究温差热电转换型空间热管冷却反应堆电源系统的瞬态特性,本文针对该型电源系统中最主要的系统(包括堆本体、高温热管、温差热电转换系统)建立了详细的数学物理模型,并开发了系统瞬态分析程序,其中堆本体模型基于OpenFOAM进行模块开发,耦合了点堆动力学模型和反应性反馈模型。通过文献和试验数据分别验证了高温热管及温差热电转换模型,结果与参考值符合较好,其中温差热电转换模块发电功率与试验值的相对偏差小于2.75%。采用该程序对KRUSTY进行了建模分析,开展了反应性引入、热电转换模块失效、负荷跟踪、主动冷却丧失工况下的瞬态分析,并与试验值进行了对比。结果表明,在上述瞬态工况下堆芯燃料表面温度与试验值的偏差小于4.1 K,程序计算结果与试验值符合较好。

摘要：发射阶段的掉落临界安全是空间快堆设计中的重点和难点。目前空间快堆保证掉落临界安全的常用手段之一是采用谱移材料兼作结构材料。钼铼(Mo-Re)合金因其优异的谱移性能和高温性能常用作空间快堆的谱移材料和结构材料。本文以美国Prometheus基本型堆芯方案为研究对象,采用MCNP程序计算并分析了不同Re含量的Mo-Re合金对掉落临界安全的影响及其机理。计算结果及分析表明:Re含量不同,反应堆掉落工况对临界安全影响也不同;能谱软化和Re含量增加引起的Re共振吸收增强是最严重掉落工况转变的主要因素。

摘要：基于传统PSA方法学 (适用于功率运行工况 )及核电站停堆工况特征 ,提出了一套停堆PSA特征方法 ,包括电站运行状态离散法 ,分阶段评价法和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站 (GNPP)停堆工况PSA研究 ,得到了较真实反映GNPP实际情况的结果。研究结果对GNPP的停堆运行和管理有实际应用价值 ,对我国今后核电站设计。