摘要：目的为满足GB11806—2019《放射性物品安全运输规程》的要求,对移动式反应堆运输前停堆冷却过程中的传热特性和反应堆外侧金属集装箱表面的最高温度进行研究。方法通过Fluent分析软件对现有设计条件下额定热功率为15 MW的移动式反应堆运输传热过程进行模拟,并在保持其他条件不变的情况下计算反应堆剩余衰变热功率对箱体表面温度的影响。结果通过建模计算得出,在现有设计条件下,移动式反应堆在运输过程中金属集装箱表面的最高温度为69℃,当反应堆剩余衰变热功率为0.1 MW时,其箱体表面的最高温度为83.5℃,接近GB 11806—2019对放射性物品运输容器易接近表面的温度不高于85℃的要求。结论进一步结合高温气冷堆停堆冷却时间与反应堆剩余热功率的对应关系,当反应堆额定热功率为13.9 MW时,只需停堆冷却1 d即可满足GB 11806—2019的要求;当反应堆额定热功率为24MW时,需冷却10d;当反应堆的额定热功率超过24MW时,为了实现灵活部署的设计目标,需在现有基础上采取额外冷却方式对反应堆进行冷却。

摘要：随着航天技术的不断发展,传统的空间电源已经难以满足未来航天器的应用需求。空间核反应堆作为一种高效持久的空间电源,具有质量轻、体积小、功率大、抗辐射能力强、使用寿命长等优点,是未来不可替代的空间电源。对空间核反应堆电源和其他传统的空间电源进行了比较,并根据空间核反应堆的主要特点对其应用需求进行分析,最后得出结论:空间核反应堆并不适用于小功率近地飞行的航天器,主要适用于为大功率航天器、深空探测器和星表空间基地等设施提供电力。

摘要：目的在移动式反应堆现有研发水平无法满足《放射性物品安全运输规程》(GB 11806—2019)的背景下,本研究提出通过风险评价的方法对移动式反应堆运输的安全性进行研究。方法风险评价的内容主要包括计算移动式反应堆在运输中遇到假想事故的概率和事故后果,本研究根据美国联邦法规10CFR71中§12条款的相关要求对移动式反应堆在运输中可能遇到的事故种类进行梳理,并以事故后果最为严重的与油罐车发生撞击作为极端的假想事故,通过五因子计算公式的方法对假定热功率为20 MWt的移动式反应堆在假想事故下的事故后果进行计算。结果计算得出移动式反应堆在每年运输1次的条件下假想事故的发生概率为9.7×10^(–6)次/年,反应堆冷却1年后在假想事故下对工作人员的辐照剂量为810 mSv;冷却5年后在假想事故下对工作人员的辐照剂量为590 mSv。结论假想事故下移动式反应堆的事故后果远超过Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Ma-terial(SSG-26)和《电离辐射防护与辐射源安全标准》(GB 18871—2002)中工作人员受到的辐照剂量限值,并且假想事故的发生概率没有满足我国核安全导则对超设计基准事故10–7次/年的筛选要求。因此有必要在移动式反应堆运输过程中采取包括武装押运和路线规划在内的管理措施以降低假想事故的概率并采取相应的应急措施减轻假想事故的事故后果以满足核安全部门的监管要求。

摘要：核能小微型反应堆是核能领域近年来的研发热点,具有广阔的市场前景。作为典型的复杂系统,具有应用场景新、参照对象少、关键技术成熟度低、技术风险大、涉及专业多、研发周期长等特点。在方案总体设计过程中,主要存在创新应用场景下需求难以完整分解、方案难固化、频繁需求变更管理困难等问题。文章研究分析了基于模型的系统工程方法,探索将基于模型的系统工程方法应用于核能总体设计的思路。拟用创新的数字化总体设计方法和工具,试点搭建基于MBSE的反应堆型号数字化总体设计平台。预计可以满足核能小微型反应堆创新的应用场景和用户需求,助推总体设计方案固化,综合提升总体设计能力,提升研发质量和研发效率,大量实施后可以提升我国核能行业的整体研发能力。

摘要：传统的低压配电系统监视手段受限,无法全面了解系统的运行状况和故障情况。为了提高低压配电系统的监测能力和故障诊断效果,文中进行了低压配电系统全景监视系统的设计与研发,为提高低压配电系统的监测能力和故障诊断效果提供了一种有效的解决方案。同时,该系统的应用将有助于提升低压配电系统的运行效率和安全性,促进电力系统的可持续发展。