摘要：新型核能与核动力装置的发展对辐射屏蔽设计方法提出了更高要求。面对空间堆、船用堆等装置的小型化、轻量化设计需求,传统辐射屏蔽多目标优化方法存在优化目标少、优化参数单一、全局性差等缺陷,难以满足辐射屏蔽智能设计的需求。本文基于第三代非支配排序遗传算法和改进多目标人工蜂群算法开展面向反应堆屏蔽层重量、体积和特定区域辐射剂量等多目标约束条件下的辐射屏蔽优化方法研究,并对各算法的优化性能、优化方案进行对比分析。结果表明,本文方法相较于传统屏蔽智能设计方法展现了更好的优化性能,并在实际工程问题中体现了可靠性,可为辐射屏蔽设计优化提供新思路。

摘要：计算孤立源、大空腔中子输运问题时,离散纵标方法(SN)存在射线效应,计算结果失真,常用首次碰撞源方法进行缓解以提高结果可靠性。但在首次碰撞源方法中,需要求解未碰撞中子注量率,通常采用基于网格中心法或网格角点平均值法的射线追踪技术,破坏了未碰撞中子数守恒原则。本文提出采用全局因子修正法对未碰撞中子注量率进行修正,使其满足中子数守恒原则;经过Kobayashi屏蔽计算基准题的检验,计算结果最大误差从6.15%降到3.71%,表明该方法能有效提高计算精度,可为屏蔽优化设计提供数据支持。

摘要：船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集"几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化"功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。

摘要：辐射屏蔽设计是反应堆设计的重要组成,面向陆海空天全域的新型核动力技术的发展对辐射屏蔽优化设计方法提出了新需求。采用传统屏蔽结构多目标优化方法处理三维屏蔽结构优化问题时,存在寻优速度慢、难以收敛、全局性差等缺陷,基于第三代非支配排序遗传算法(Non-dominated Sorting Genetic Algorithm Ⅲ,NSGA-Ⅲ),开展面向三维屏蔽结构设计的高维多目标优化方法研究。基于核反应堆三维屏蔽结构模型,以屏蔽层重量、体积和特定区域辐射剂量率为优化目标,开展NSGA-Ⅲ优化方法的性能对比分析研究。数值结果表明:本文建立的高维多目标优化方法可更高效、稳定地搜寻Pareto前沿解,可为辐射屏蔽设计优化提供新思路。

摘要：针对反应堆屏蔽结构几何复杂,传统手动建模几何处理能力有限、效率低、易于出错的问题,基于多功能辐射输运模拟仿真平台(MOSRT),采用离散网格材料体积权重均匀化方法对多材料的离散网格进行均匀化处理,实现了CAD模型到三维离散纵标法(SN)计算程序TORT屏蔽计算模型的精细转换。基于Kobayashi和NUREG-CR-6115基准题模型对自动建模方法进行了验证。结果表明,对于Kobayashi基准题,自动建模方法与手动建模结果完全吻合;对于NUREG-CR-6115基准题,自动建模方法与参考解的最大误差为12.2%。该验证结果表明了自动建模方法的有效性与正确性。

摘要：核反应堆结构材料活化分析是核反应堆辐射安全分析的重要内容。传统栅元活化分析方法由于无法描述结构材料内部的非均匀空间活化效应,导致活化源项、活化剂量与真实结果存在较大偏差,有必要开展核反应堆结构材料精细活化分析研究。因此,本文发展了基于网格活化分析的核反应堆结构材料精细活化分析方法,基于蒙特卡罗核粒子输运程序系统(Monte Carlo N-Particle Transport Code System,MCNP)和活化计算程序FISPACT建立了“中子输运-材料活化-活化剂量”耦合的反应堆结构材料精细化活化计算分析程序(MCNP and FISPACT coupled Mesh-based Activation code,MCFisMA),实现了结构材料活化源项精细计算及衰变γ辐射场的精确评价。基于国际热核聚变实验堆计划(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)发布的停堆剂量基准题,对MCFisMA程序进行了基准验证,证明了本文方法和MCFisMA程序的正确性与可靠性;此外,基于NUREG/CR-6115压水堆开展了结构材料精细活化分析应用研究。本方法对于提升核反应堆结构材料活化源项及衰变γ剂量场的计算精度具有理论研究意义,为反应堆屏蔽设计、检修换料方案、退役策略提供理论与数据支撑。

摘要：基于开源SALOME平台,采用以体代面思想和栅元层次多叉树方法,开展蒙卡计算模型CAD反向转换及三维可视化研究。基于本文方法开发了CAD反转可视化程序模块SALOME-MC,模块可实现蒙卡计算模型几何建模、材料建模和三维可视化等功能。选取三种典型反应堆蒙卡计算模型对本文方法和程序进行测试验证,测试结果表明,本文方法和程序可妥善处理蒙卡计算模型的复杂几何体与大规模重复结构,并精准地实现蒙卡计算模型CAD三维反转可视化,证明SALOME-MC的蒙卡计算模型反转能力和可视化效果的正确性与可靠性,提高了蒙卡计算模型几何建模效率和展示度。

摘要：为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_(inf)不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样(LHS)方法与MC抽样方法的k_(inf)不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。

摘要：为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能,减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究,并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序;利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明,非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计,优化效果显著。

摘要：以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。