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：输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量,利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析,得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序,此外,还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感,3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备,为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。

摘要：反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理,建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样(MCMC)技术,对系统关键参数进行采样,建立不同参数下地震响应的输入输出数据池,基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明,上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。

摘要：介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管道系统假想的失水事故（ＬＯＣＡ）发生时，系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法、非线性动力分析模型的建立和非线性动力分析方法，对于系统ＬＯＣＡ动力响应及其在设计中的应用也作了简要叙述。

摘要：反应堆结构力学分析中,由于设计变更、制造安装、计算偏差等因素的影响,会导致力学分析关键输入参数存在一定的不确定性,这种不确定性将直接影响到动力响应、载荷分配与最终的力学评价结果。为量化参数不确定性对载荷计算的影响,本文采用不确定性量化的方法,以反应堆系统为研究对象,开展了地震载荷下系统关键结构参数对系统动力响应与载荷分配的不确定性量化研究。首先依据关键参数的基本特性,利用最大熵原理,建立了描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度函数。随后,应用马尔科夫链蒙特卡罗采样技术对系统关键参数进行采样,并通过有限元瞬态计算获得了输入输出数据池。最后,以样本数据为基础,考察了不确定性参数对部件动力响应统计分布的影响,开展了名义模型的可靠性与不确定性量化分析。研究发现,结构参数不确定性对系统响应的影响在不同部位、不同频域内呈现不同的分布。在考察名义模型的可靠性时应根据响应具体形式有针对性地进行量化。本文所提出的不确定性量化方法对核动力装置其他系统和设备的动力分析具有推广价值。

摘要：文中就加速器驱动的反应堆系统靶的几何设计、泄漏中子产额、泄漏中子能谱及靶中能量沉积问题进行了研究 .提出了钨饼与水层组成的组合靶概念 ,在中子产额影响较小的情况下 ,较好地解决了固态靶散热问题 .

摘要：为实现反应堆系统力学分析评价工作中数据与软件的高效集成,解决力学分析中的协同问题,文章研究数据融合及分析软件集成技术,包括反应堆系统力学分析工作流定义与管理;采用SQLite数据库,设计合适的数据结构,实现反应堆系统主系统、辅助系统管道、支吊架以及管件等计算数据的存储、管理与共享;建立不同分析软件间载荷数据的自动传递功能及自动调用接口等,打通反应堆系统力学分析过程中的数据链路与接口传递。通过程序开发及工程应用,数据融合及软件集成技术的运用可实现反应堆系统力学分析评价工作中数据的共享与高效利用,提升了分析过程中各环节的数据协同能力。

摘要：在核电反应堆及研究型反应堆系统中,水锤是一种较为常见的现象。反应堆循环水供水系统、蒸汽系统及其他辅助系统(如热阱)和水力测功系统等都曾发生过多起水锤现象。水锤现象往往伴随很响的锤击声,轻则引起相邻管道振动,重则导致结构性缺陷,造成管网漏液甚至供给中断,时刻威胁反应堆运行安全。本文调研了国内外水锤现象的研究现状及进展,重点分析了反应堆系统管路水锤现象的成因以及采取的应对措施。

摘要：为了实现核电厂反应堆系统流程图的计算机化管理,通过在系统流程图上画出具有记忆功能的网格,利用网格位置和网格信息把系统流程图上的设备与设备库中的相应设备关联起来,解决了系统流程图的活化问题,即在系统流程图上用鼠标点击设备,弹出设备信息。这种网格定位的方法已经有效地应用在核电厂运行安全管理系统中,该系统采用先进的网络和数据库技术实现了对核电厂设备,系统流程图,运行事件等信息的综合管理,以先进的管理方式为核电厂管理人员提供一个便捷的信息平台和工具。而且,这种方法还可以应用到其它领域。

摘要：西安脉冲堆是我国设计、建造的第一座实用性多功能脉冲反应堆。它具有固有安全性高、用途广泛、结构简单及运行维护方便的特点;既能稳态运行,又能以脉冲或方波方式运行,稳态额定功率2MW,最大脉冲峰功率4200MW。西安脉冲堆设置有多种实验辐照装置,可以辐照生产放射性同位素,进行中子活化分析、中子照相、单晶硅中子辐照掺杂、材料辐照加工及辐照试验研究,开展核物理、中子物理、放射化学等科学理论研究以及人材培训。近2年的试运行和实验应用表明,西安脉冲堆已经展现出良好的应用特性和广阔的应用前景。