摘要：Multi-group cross section library is the basic condition for lattice calculation, which provides the necessary nuclear data parameters. The multi-functional lattice code SONG(si et al. in Nucl Power Eng 35:111–115,2014. doi:10.13832/***.2014.S2.0112; Chen et al. in Nucl Power Eng 35:127–130, 2014. doi:10.13832/***.2014.S2.0127) is developed to adapt to the research demands of different types of new reactors, especially the fourth generation(GEN-IV) reactors(Cerullo and Lomonaco in Nucl Fuel Cycle Sci Eng, 2012. doi:10.1533/9780857096388.3.333; Giorgio et al. in Energy Policy61:1503–1520, 2013. doi:10.1016/***.2013.06.101).The corresponding multi-group cross section library of SONG(SONGLIB) is well designed with much effort considering the next generation reactors' new feature in material, spectrum, burnup depth, etc. Therefore, the burnup chain(Maria and Jaakko in Nucl Sci Eng164:140–150, 2010. doi:10.13182/NSE09-14), energy group structure(Tholakele et al. in Ann Nucl Energy80:279–292, 2015. doi:10.1016/***.2015.01.038),and reaction path should be specially considered. The library SONGLIB is processed with the Evaluated Nuclear Data File(ENDF), nuclide data auxiliary processing code NJOYBAT(si et al. 2014), and library management code MANLIB(si et al. 2014). A series of verification work of SONGLIB is then carried out, and the calculated results are satisfied.

摘要：在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。

摘要：为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。

摘要：增殖燃烧一体化快堆利用快堆的增殖特性,通过倒料完成从增殖组件向燃烧组件的过渡,从而实现增殖和燃烧过程的一体化。全寿期内燃烧组件提供堆芯的绝大部分功率,而在燃烧组件周围的贫铀组件则将其中的238 U转化为239Pu,实现增殖功能。通过定期倒料,堆芯在一次装料后可实现长期自持临界,维持几十年的稳定运行。合理的堆芯布置与倒料方案可更好地平衡燃料的燃烧和增殖过程。插花式的堆芯布置与倒料方案是将一部分增殖组件分散布置在堆芯高通量区,保证了增殖组件的快速增殖,同时可保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外,插花式堆芯布置与倒料方案最终的组件卸料燃耗是相对均衡的,所有从燃烧区倒出的组件均具有相近的燃耗,一般在250～300GW·d/t左右。这使得增殖燃烧一体化快堆可在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。

摘要：针对新型的采用无铍熔盐燃料的氧化铍慢化钍基熔盐堆,利用上海核工程研究设计院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案分析,在熔盐堆栅格尺寸、P/D(栅距与燃料孔道直径的比值)、233 U含量等关键栅格参数上对钍基熔盐堆进行优化。计算结果表明,采用较低的233 U浓度的小栅距栅格设计,新型的熔盐堆设计具有很高的增殖比,并保持负功率系数。与传统熔盐堆相比,新型钍基熔盐堆具有更高的核燃料增殖能力。经过栅格优化的新型钍基熔盐堆可满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。

摘要：事故情况下的衰变热排出是涉及核安全的重要方面。采用非能动方法来排出衰变热对于提高核反应堆的安全性非常有益。在目前一些先进反应堆中通过设置非能动余热排出系统、非能动安注系统、非能动安全壳冷却系统等安全子系统,形成多样化的从堆芯到最终热阱的非能动衰变热排出渠道。论文对多种非能动衰变热排出方法和系统设计方案进行了归纳总结,比较分析了这些非能动衰变热排出方法的共性特征和区别,探讨了非能动衰变热排出系统的设计原理。通过对传热过程分解,将这些衰变热排出方法表达为一些基本传热形式的不同组合方式,根据不同的组合可获得多样化的非能动衰变热排出方法和新的系统设计方案。

摘要：利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX(铀氧化物)、MOX(钚铀混合氧化物)、PuThOX(钚钍混合氧化物)和U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)。研究结果表明:1)由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2)由于232 U衰变链中208 Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。

摘要：多维度的分析可以为室内设计作品的客观评价提供一个基本框架,也可使室内设计实践者在其作品中的追求有一个价值标准。本文通过分析空间价值的构成信息,解释了空间价值对社会和自然的适应性和包容性,并阐述了空间中哲学与文化的价值体现。

摘要：燃耗方程的求解是燃耗计算的核心。常见的算法包括泰勒方法、Pade方法、子空间方法、切比雪夫有理近似方法和龙格库塔法等。通过数值实验,对每种算法在精度、效率、稳定性方面进行分析比较。结果表明:子空间方法、泰勒方法在计算效率方面具有优势;计算精度及稳定性方面,泰勒方法和Pade方法均占优势。综合考虑,泰勒方法在3个方面均表现突出,可作为燃耗计算的优选算法。

摘要：地区开发银行的不断创建体现了国际金融体系的渐进性变革,但大国对地区开发银行的主导程度如何值得探讨。既有研究从权力视角、制度主义视角和委托—代理视角进行了较好的分析。不过大国对于地区开发银行的主导程度为何存在差异,在地区开发银行的制度形成和制度运营等不同阶段,大国的主导程度是否发生改变也令人关注。本文探讨了大国权力在地区开发银行不同阶段的影响。在制度形成阶段,大国权力对大国主导程度发挥了突出的影响。在制度运营阶段,大国主导程度变化与制度弹性有关。具体而言,若在制度形成阶段制度弹性较弱,则制度运营中大国主导程度发生变化的可能性较小。若制度形成阶段制度弹性较强,则大国主导程度发生变化可能性较大。通过梳理中国、美国和日本在各地区开发银行筹建时期的权力资源和制度设计情况,并引入权力指数指标来测算大国在地区开发银行中的主导程度,基本验证了上述假设,并发现目前美国在美洲开发银行中的主导程度最高,其次为美日对于亚洲开发银行的主导程度,中国在亚投行中的主导程度次之,而非洲开发银行的大国主导程度最弱。由此可见,中国创建亚投行体现了很强的包容性,并不寻求极高的主导程度,也显著体现了共商共建共享的新型全球治理观。