摘要：为防止堆芯熔毁后熔融物熔穿反应堆容器,造成大量放射性释放,三、四代反应堆设计中普遍考虑了熔融物滞留方案。池式钠冷快堆在主容器底部安装堆芯熔化收集器,对熔融物进行有效收集和长时冷却。利用中国原子能科学研究院自主开发的FRTAC程序,计算堆芯熔毁后主容器内的自然循环,分析熔融物长时冷却过程,研究钠冷快堆的熔融物堆内滞留方案。结果表明:熔融物掉落至堆芯熔化收集器上后,主容器内的自然循环可以有效冷却熔融物,并由事故余热排出系统将余热导出至大气环境中。

摘要：针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明:6种事故的放射性后果均低于GB 6249—2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。

摘要：实现燃耗过程的精细化计算需要开发新型输运-燃耗耦合计算系统,系统中采用了三维多群中子输运蒙特卡罗程序MCMG-Ⅱ和基于回溯算法的多群点燃耗计算程序STEP1.0。燃耗与输运程序之间的耦合需要考虑能谱、总源强、反应率统计、初始核密度及其变化、裂变产物核素等信息。耦合系统采用直译式脚本语言Python来实现,可以充分利用其强大的文本处理功能和直译式的特点,以准确、便捷地将这些数据在程序之间进行自动转换,并根据总功率、辐照时间、步长选择等参数自动完成输运-燃耗耦合的分步计算和结果的图形化处理,从而实现整个系统的无缝连接。在耦合系统的软件架构设计中采用分层与封装策略,降低了开发难度,提高系统的可移植性和可扩展性。耦合系统能够更为精细地考虑几何形状、能谱的变化、辐照时间等因素,自动进行精细化模拟计算。

摘要：采用凝胶球化-固相反应烧结工艺制备Li4SiO4陶瓷小球。以SiO2和Li2CO3为原料与粘结剂混合制备浆料,通过滴定装置滴入硅油中凝胶成球。成型坯体小球经固相反应烧结获得Li4SiO4陶瓷小球。结果表明,制备陶瓷小球直径分布于1.2~1.4 mm之间,平均直径为1.3 mm,球形度优于1.04。通过SEM对烧结陶瓷小球微观形貌观察,其晶粒尺寸在3~5μm,且在小球表面及内部均匀分布大小为1~2μm的微孔,小球压碎载荷平均值为39.89 N。

摘要：钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析,分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明,上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果,为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。

摘要：介绍了基于塑料闪烁体阵列的反中微子探测器数据获取系统的设计。针对目前实验室已经搭建的4×4、双端读出的塑料闪烁体阵列反中微子探测器,设计了一套完整的数据获取系统。触发固件功能基于CAEN V2495可编程逻辑单元(Programmable Logic Unit,PLU)实现,软件系统基于Qt平台搭建。该数据获取系统具有对前端电子学硬件参数的配置,数据获取并保存,并且具有完善的人机交互界面以及数据图像显示功能。

摘要：热力耦合近工况条件下材料微观结构的原位实验研究,对于深入理解材料服役性能演化机制十分重要,可给出样品微观上的纳米结构尺度分布。为充分发挥小角中子散射统计性好、取样体积大可开展原位实验等优势,本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪,设计并研制了一台高温和拉力同时加载的原位实验装置,并实现了高温高压下原位测量材料的纳米尺度形貌变化。实验测试结果表明,装置最大载荷可达20 kN,最高温度800℃,控温精度优于±1℃。利用该装置对镍基单晶高温合金样品进行了原位小角中子散射测试,发现温度拉力条件下样品内部纳米结构的明显变化,表明基于该装置可开展热力耦合加载下的原位小角中子散射实验。该装置及其相应实验方法,可用于核电不锈钢等多种高温结构材料的原位加载实验研究,提供微观结构演化数据。

摘要：Mo基合金作为先进核反应堆的包壳等堆芯结构材料的候选材料,其高温抗拉强度仍是制约其在先进核反应堆领域应用的瓶颈之一。本文通过收集Mo基合金的成分及抗拉强度等数据,并对数据进行相关性分析及重要属性的筛选,采用贝叶斯优化卷积神经网络的回归模型,构建了Ti、Zr、C、N等关键成分与Mo基合金抗拉强度的关联性,获得针对Mo基合金高温抗拉强度的性能预测。结合相关性分析以及建模预测分析得出:Ti、Zr、Re、La_(2)O_(3)有利于Mo基合金高温抗拉强度的提升;N和Si不利于Mo基合金高温抗拉强度的提升。后续通过分析双元素或者三元素组合共同影响抗拉强度变化,可以得出在特定温度条件下,Mo基合金抗拉强度达到一定范围的成分设计方案。

摘要：本文综合考虑几何不锐度和探测系统固有不锐度的影响,把准直比、样品与转换屏间距离、转换屏和CCD(CMOS)相机分辨率等关键参数引入到系统脉冲响应函数,推导出更准确和全面的中子照相系统整体空间分辨率计算公式,探讨了公式中各参数与分辨的定量关系和影响规律。利用该公式对中国先进研究堆实时中子成像探测系统在不同准直比条件下的整体空间分辨率进行了计算与分析,讨论了如何优化调整各影响因素以提高中子照相装置的整体测试性能。为中子照相装置的优化设计以及确定特定样品的测试方案,提供了重要的理论依据。

摘要：核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。