摘要：船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。

摘要：由于等时性固定场交变梯度加速器具有连续束、强聚焦等优点,逐渐成为研究热点。等时性固定场交变梯度加速器的物理设计问题可归结为具有多个设计目标、可调节变量与条件限制的最优化问题。多目标进化算法的发展给复杂的最优化问题提供了解决方案。将多目标进化算法应用于等时性固定场交变梯度加速器的优化中可提高设计效率。为了验证该优化方法的有效性,针对70 MeV与1 GeV等时性固定场交变梯度加速器进行了物理设计优化,并达到了预期设计目标。

摘要：某项目薄壁大跨度箱体结构由于外形尺寸较大,传统的厂房外拼装后整体吊装就位的施工工艺周期较长,对工程施工关键路径影响较大,无法满足工程整体施工进度的要求,需研究对分层拼装、吊装就位的崭新工艺思路,实现土建施工与安装施工交叉并行,确保工程重大里程碑目标的顺利实现。为解决薄壁大跨度箱体结构刚度低、在分层吊装中易产生大变形的问题,本文从工装设计、平衡梁和吊点设计两个方向出发,对该项目薄壁大跨度箱体结构进行了防变形优化设计。对采取防变形工装后的吊装工况进行数值仿真,优化吊装过程中防变形控制措施;研究平衡梁的设计方案,改进吊点的空间排布。通过有限元分析和设计优化,最终得到了一套具有一定通用性的防变形设计方案,并在施工过程中安装传感器监测变形以作进一步验证。结果表明:防变形设计方案能优化薄壁大跨度箱体结构在吊装时的受力情况,减小由于整体受力原因产生的变形,克服薄壁大跨度箱体结构模块化施工的技术难题。

摘要：华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。

摘要：为满足覆盖广域中子能量范围的先进反应堆研发需求,中国核动力研究设计院开发了先进反应堆全谱系中子学计算程序FSAR。FSAR程序是基于确定论两步法计算策略、由二维截面生成计算程序和三维堆芯计算程序组成的中子学计算程序。二维截面生成程序采用超细群条件下的子群方法进行共振自屏效应处理,在共振计算中嵌入特征线方法求解慢化方程以获得精确的共振自屏截面。在截面生成计算中采用特征线方法求解二维组件的中子通量密度,从而获得少群均匀化截面。全谱系先进反应堆中子能量跨度大,不同的中子平均自由程导致了全堆芯局部非均匀性和全局空间耦合效应强烈。为更好地处理上述效应,截面生成计算中采用了超均匀化方法和泄漏修正模型进行均匀化截面修正。堆芯计算程序采用离散纵标法进行三维中子输运计算,采用微观燃耗计算方法模拟堆内全寿期内各核素的消耗和累积。本文采用快谱、中间能谱及热谱条件下的计算问题对FSAR程序共振计算方法进行了初步验证。计算结果表明,对于不同能谱条件下的测试问题,FSAR程序均能够获得与参考解符合较好的有效共振截面,具备良好的全中子能谱共振效应处理能力。

摘要：电子直线加速器广泛应用于无损检测及放射治疗领域,能量大范围可调有利于实现物质识别和精准放射治疗。本文介绍一支keV/MeV能量可切换驻波加速管的设计与调配。该加速管采用双周期边耦合结构,工作频率为2998 MHz。经过优化设计,整管由2个聚束腔和5个加速腔构成,通过在边耦合腔中使用能量开关调变加速电场分布,从而实现450 keV、6 MeV两档能量的切换输出。经过精密加工及整管测试调配,实现了高低两档束流能量所需的电场分布可调,验证了设计的合理性。

摘要：为了在事故条件下导出气冷微堆堆芯余热,本文提出了一种非能动余热排出系统(简称余排系统)设计。余排系统的自然循环流动换热和反应堆堆芯的温度分布具有紧密的耦合反馈作用,对于事故条件下的余排系统换热性能和燃料最高温度有重要影响。本文基于COMSOL Multiphysics软件,针对棱柱型气冷微堆设计,开发了包含反应堆堆芯和余排系统的一体化流动传热计算模型,并与MHTGR基准题和方腔自然对流基准题开展了关键模型验证。利用该计算模型分别研究了正常运行稳态和失流未失压事故瞬态工况下的余排系统工作特性以及堆芯温度响应状态,评估了该系统对事故的缓解效果。计算结果表明,正常运行工况下,余排系统空气自然循环流动规则平稳,带热造成的热损耗水平可以接受,不会显著影响堆芯温度。在失流未失压事故工况下,余排系统早期换热功率较高,后期由于压力容器壁面温度的下降而逐渐降低。总体而言,该系统能有效导出堆芯热量,从而保证堆芯结构的完整性。本文建立的一体化CFD计算模型能用于气冷微堆余排系统的方案设计以及事故安全分析评价。

摘要：浮动式核电站长期在海洋环境中运行,各系统都会受到海洋运动条件的影响。非能动余热排出系统(PRHRS)可在核电站发生全厂断电事故的情况下带出堆芯衰变余热,防止堆芯熔化,是重要的反应堆辅助系统。本文以一种采用海水作为最终热阱的浮动式核电站作为研究对象,分别设计了一回路和二回路PRHRS,开展了静止和摇摆条件下反应堆系统发生全厂断电事故的计算,对两种PRHRS在静止和摇摆条件下的运行特性进行了分析。研究表明,静止条件二回路PRHRS具有更强的带热能力,摇摆条件下一回路PRHRS的带热能力更加稳定。

摘要：随着核反应堆机组的持续运行,堆内构件等一回路设备部件逐渐老化,关键重要设备可靠性降低,需对设备进行维修作业。由于核技术的特殊性,反应堆一旦启用,堆内构件等一回路设备具有高放射性,必须使用特殊的维修策略及专用工装进行维修处理。本文针对压水堆核电站现场,通过风险分析制定高放射性环境下的维修策略,设计并制作水下远距离操作专用工装,并成功应用于核电维修现场。堆内构件流量旁通板拆除工作的成功实施验证了本文维修策略的合理性及专用工装的可靠性,为核电站高放射性环境下的维修技术提供了经验和借鉴。

摘要：深入认识和掌握流化床内气固两相流动规律和反应机理对于UO_(2)氢氟化流化床的工程应用具有重要意义。传统的实验方法研究成本高、周期长,因此,数值模拟方法成为更多科研设计人员的选择。基于计算颗粒流体力学(CPFD)建立了UO_(2)氢氟化二级流化床的数学模型,筛选了适用于UO_(2)-UF 4体系的曳力模型,推导出了氢氟化反应的阿伦尼乌斯方程。在该模型的基础上,研究了HF进气方式、操作气速、固体颗粒直径对流化质量的影响。仿真结果表明,目前设计参数合理,氢氟化二级流化床可形成良好的温度分布,转化率接近生产要求。基于CPFD方法建立的氢氟化数学模型可较准确模拟流化床反应器的运行情况,可为流化床反应器的放大设计和运行调试提供参考依据。