摘要：在岩土工程设计和建设过程中,由于土的碎散性、多相性和自然变异性而导致的强度、变形及渗流问题屡见不鲜。随着土力学学科的发展与研究人员工程经验的积累及深入研究,国内外学者对三类岩土工程典型事故的原因逐渐有了新的认识,但相关事故原因仍在不断探索中。本研究主要以特朗斯康谷仓、比萨斜塔和提顿大坝等典型岩土工程事故为例,结合土的强度、变形和渗透特性,通过追溯历史及文献调研对其所对应的强度、变形及渗流问题进行了新的探索和分析。同时,从工程防护的角度对以上3类工程问题的事故原因进行了系统总结,以期对未来实际工程设计和建设中所涉及的与土的强度、变形及渗流特性相关的工程问题提供一定的理论依据。

摘要：在压水堆堆芯Pin-by-pin计算中,采用超级均匀化(SPH)方法作为均匀化技术,对燃料组件传统SPH因子进行计算,生成了Pin-by-pin等效均匀化参数。针对存在中子泄漏现象的反射层组件,研究了与空间泄漏相关的SPH方法,在保证反应率守恒的基础上,同时保证各栅元各能群的中子泄漏率守恒,解决了存在中子泄漏时SPH因子迭代计算的不收敛问题,生成了反射层组件的等效均匀化参数。基于KAIST基准题,分析了压水堆堆芯Pin-by-pin计算中应用SPH因子的堆芯计算精度。数值结果表明,与传统组件均匀化计算方法相比,应用SPH方法的压水堆堆芯Pin-by-pin计算的计算精度更高。

摘要：负荷跟踪是华龙一号百万千瓦级核电厂设计运行模式的一种。根据功率平台不同、降功率速率不同、功率平台持续时间不同,负荷跟踪策略理论上来说存在多种可能。不同负荷跟踪策略下,堆芯的特性也存在不同,如何在设计中对此进行模拟成为一个问题。文章基于华龙一号核电厂,对不同类型的负荷跟踪策略进行模拟研究。模拟结果显示,不同负荷跟踪策略中功率平台对于堆芯参数的影响更为显著,可包络降功率速率、功率平台持续时间等策略下的堆芯参数变化范围。

摘要：快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动^(238)U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑^(56)Fe高阶非弹性散射截面的扰动,会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%,而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后,自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好,最大偏差不超过3.22%,同时^(238)U的弹性散射反应道和^(56)Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此,快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响,同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确,针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行,计算精度同国际同类程序的计算精度相当。

摘要：基于传统统计学抽样的不确定性分析方法由于算法简单、程序容易实现及同时考虑高阶效应受到国内外广泛关注,但上述方法通常需要大量样本才能保证响应量计算精度。研究发现,产生以上现象的原因是抽样样本质量不高。通过改进抽样方法,面向协方差矩阵抽样时小样本量可以保证较高的计算精度。文中首先从理论上证明了面向协方差矩阵抽样方法的可行性,用简单测试题对其进行验证。在此基础上,使用自主开发的快能谱反应堆敏感性和不确定性分析程序SUFR,选取国际快堆基准装置ZPR-6/7,计算多个核素不同反应类型的核截面引起的有效增殖因子(keff)的不确定度,并与使用确定论方法计算的不确定度进行对比。结果表明,使用面向协方差矩阵抽样的情况下,样本量为50时,2种方法计算的不确定度偏差均低于1.3%。由此说明,面向协方差矩阵抽样方法可以很好地解决传统抽样方法计算不确定度时存在的问题,且SUFR程序面向协方差矩阵抽样功能的开发是正确的,该方法是对传统抽样方法的进一步发展。

摘要：基于数值算例,研究了土体剪胀性对土质边坡以及边坡体系稳定性的影响,对比了两种关于剪胀角对边坡稳定性影响的不同观点,采用有限元强度折减法和重力加载法对两种不同方法进行验证。结果发现:有限元强度折减法在进行非关联塑性土质边坡稳定性分析时存在局限性;只有在折减的过程中满足剪胀角小于内摩擦角的条件,强度折减法的结果才是有效的。此外,针对把剪胀角近似取为0°是一种的偏于安全的做法的观点开展研究,对有抗滑桩加固的边坡体系进行研究后发现:剪胀角越小,抗滑桩的变形越小,作用在桩身上的最大土压力也越小,表现出土体更加容易"流过"桩体的特点。因此从边坡安全系数角度考虑,把剪胀角近似取为0°可以得到最小的安全系数,是一种的偏于安全的做法,但是从抗滑桩设计的角度考虑,又是一种偏于不安全的做法。建议在实际边坡工程中具体问题具体分析,合理考虑剪胀角的取值。

摘要：早年,堆芯瞬态分析常采用简化的"点堆"动力学模型,不考虑瞬态过程中堆芯中子通量密度随空间的分布,且不随时间变化."点堆"动力学模型求解快速,对小型紧凑耦合系统在一定情况下可给出较满意结果,但由于其无法描述与空间相关的扰动过程.然而,大型商用压水堆的瞬态分析中,特别是事故工况下,中子通量密度空间分布随时间变化会非常剧烈,点堆模型在这种情况下的近似非常大.因此,为了精确模拟大型压水堆的瞬态过程中,中子通量密度分布随时间的变化过程,必须采用三维的时空动力学模型.本文使用预估校正的改进准静态方法求解时空动力学方程,并于基准题对比,验证了预估校正的准静态方法计算的正确性.

摘要：在传统的压水堆燃料组件子群共振计算中,为了节省计算时间和存储,通常采用位置无关的有效共振自屏截面,这将导致子群截面归并前后反应率不守恒,引入一定的计算误差。为提高子群共振计算的精度,本文研究基于能量SPH因子方法的子群共振计算,并将该方法在组件计算程序Bamboo-Lattice中进行了程序实现,采用基准题对该方法进行了验证分析。结果表明:基于能量SPH因子方法的子群共振计算在保证计算效率的前提下提高了组件计算的精度。

摘要：压水堆在运行中会经历各种瞬态过程,如升降功率、控制棒弹棒事故和主蒸汽管道破裂事故等.为了能够准确评价压水堆堆芯在这些瞬态过程中的安全性,需要进行三维瞬态分析,涉及三维中子动力学过程和三维瞬态核热耦合过程.本文采用预估校正的改进准静态方法求解时空中子动力学方程,利用通用少群常数参数化计算程序处理组件均匀化的少群常数库以考虑多物理过程对中子学过程的反馈效应;采用并联多通道模型模拟计算冷却剂的流动换热与流动过程,采用一维导热模型刻画燃料棒内的热传导过程;提出了按照物理上的耦合紧密程度排列耦合迭代次序的三维全堆芯核-热-燃耗-临界搜索等多物理耦合策略,在提高耦合迭代速度的同时改善了耦合迭代的数值稳定性;研发了与压水堆组件计算程序Bamboo-Lattice和压水堆堆芯三维稳态计算程序Bamboo-Core[1]配套的压水堆堆芯三维瞬态计算程序Bamboo-Transient,并通过中子动力学基准题和瞬态核热耦合问题的计算进行了大量的验证与分析,并将Bamboo-Transient应用于BEAVRS堆芯弹棒事故瞬态分析.

摘要：KYLIN-V2.0是中国核动力研究设计院自主研发的一款先进中子学栅格物理程序,本文利用日本原子能机构发布的JAEA基准题中的燃料单栅元及载钆UO2燃料组件等基准问题对程序进行了验证分析。数值结果表明:KYLIN-V2.0程序计算得到的有效增殖因子、重要核素的原子核密度及裂变率分布等结果与基准题给出的国际上其他知名程序的计算结果吻合良好;表明KYLIN-V2.0程序满足燃料组件中子学参数计算精度要求,可用于科研和堆芯设计工作。