摘要：高温气冷堆的三维燃耗计算、三维控制棒价值计算、堆芯功率重构以及芯外探测器响应分析都必须通过三维计算实现。由于高温气冷堆侧反射层中控制棒与吸收球区均为强吸收体,因此,在该区域无法直接用扩散方法计算,而用输运方法实现三维计算又过于耗时。根据不连续因子理论,利用二维(R,θ)几何下输运-扩散耦合计算,实现控制棒与吸收球区的局部均匀化,求得不连续因子和均匀化截面。在此基础上,实现带不连续因子的三维扩散计算。计算结果表明:常规的扩散计算会带来误差,采用不连续因子修正的扩散计算,不但对中子注量率分布改善明显,对本征值、控制棒价值等的改善也很明显,可逼近精细的输运方程的结果,而计算量明显减少。带不连续因子修正的扩散计算是实现高温气冷堆三维计算的有效途径。

摘要：为掌握船用反应堆严重事故工况下压力容器失效初期堆芯熔融物热冲击对金属堆腔的破坏效应,开展了堆芯熔融物与金属堆腔相互作用机理实验。根据相似准则设计缩比金属堆腔实验装置,利用已有高温熔融物实验平台制备2700℃高温氧化锆熔融物,通过特制卸料机构将高温熔融物卸料到实验段,对热冲击下实验段温度和变形响应特性及主要影响因素进行了研究。实验结果表明,高温熔融物进入金属堆腔初期,热冲击导致的金属堆腔最高温度为601℃,最大塑性变形量为0.44mm,高温熔融物未导致金属堆腔热失效及断裂失效,金属堆腔实验段能保持完整。由于船用反应堆金属堆腔材料、结构和外部冷却条件更有利于保持金属堆腔完整性,基于实验结果推断,严重事故下压力容器下封头失效初期热冲击导致金属堆腔失效的风险较低。

摘要：气冷快堆是第4代核能系统候选方案之一,具有高温多用途、能增殖等优点。本工作以一气冷快堆的设计方案为研究对象,针对单组件模型和全堆芯模型,采用MCNP耦合ORIGEN的方法,计算了有关临界、燃耗过程的几个重要物理特性,比较了采用精细化结构和组件均匀化方法在计算精度、计算时间等的差别,说明了采用组件均匀化方法进行气冷快堆全堆燃耗计算的必要性和可行性。

摘要：应用不连续因子理论修正的扩散方程,对高温气冷堆侧反射层中控制棒区域的强吸收体和空洞区的局部均匀化进行处理。解决了均匀化区域不存在裂变中子源、边界存在强中子流所带来的的难题,并以输运计算的解为基准进行验算。结果表明:对控制棒区域可进行局部均匀化以及采用简化的边界条件计算不连续因子;用不连续因子修正的扩散方程可准确地处理控制棒。采用不连续因子修正的扩散方程计算高温气冷堆控制棒在计算精度、计算时间上均有优势。

摘要：基于钢杯套结构设计了杯套的挤压模具,并对杯套的挤压成型工艺参数进行分析,基于DEFORM软件进行成型方案仿真,仿真结果表明成型方案可行,锻件发生锻造折叠、裂纹等缺陷的概率低,模具可靠有效应力约为800MPa,处于合理范围之内。基于Archard磨损模型,得到单次最大磨损深度及分布区域,并进一步分析了模具磨损影响因子,得出滑移速率是影响模具磨损的最主要因素的结论,为下一步成型工艺方案的优化及模具寿命预测奠定可行性基础,并为产品生产提供理论支撑。

摘要：为研究模具磨损的影响因素以预测模具使用寿命,分析了模具磨损的理论模型,在对杯套挤压成型工艺方案模拟分析的基础上,设计毛坯温度、模具温度、挤压速度及毛坯直径四因素数值模拟正交试验。对模拟数据进行对比分析,结果表明:影响磨损的主次因素依序为毛坯直径、毛坯温度、挤压速度及预热温度;毛坯直径与毛坯温度对模具磨损的影响较为显著;减小凸模模具磨损影响的最优参数组合为D_(4)B_(4)C_(3)A_(3);基于此预测模具使用寿命为有效工作次数约12 500次。

摘要：将兵棋推演的理论与概念应用于核应急救援领域,对于检验核应急预案的有效性、应急救援的实效性、应急资源配置的合理性及开展应急准备能力评估具有重要意义。本文基于兵棋推演的技术和方法,对核应急救援兵棋推演系统的构成要素及系统设计进行了研究和分析,给出了核应急救援兵棋推演系统的基本框架和主要功能单元的设计考虑。核应急救援兵棋推演系统有助于提升核应急救援的管理水平,为核应急救援训练演练提供方法手段,并能够促进核应急救援管理的经验积累。