摘要：聚变堆等未来先进核能系统要求材料在强流高能中子辐照下长期保持良好的结构稳定性和机械性能。为适应未来先进核能技术发展的需要,中国科学院核能安全技术研究所?凤麟团队牵头研发了具有我国自主知识产权的中国抗中子辐照钢——CLAM钢。CLAM钢的设计考虑了未来核能清洁性的要求,以及苛刻服役环境中材料抗辐照、耐高温、耐腐蚀等性能要求。通过中子学计算分析设计了低活化成分范围,基于选择性纳米相析出进行了抗辐照、耐高温性能优化设计。针对材料的抗辐照性能,利用国内外中子、离子、电子及等离子体辐照设施开展了系列辐照考验研究,通过多角度表征辐照前后材料的微观结构和宏观性能,综合评估了材料的辐照性能,并与国际上同类材料在相近或相同条件下的辐照性能进行了对比分析,结果表明CLAM钢具有良好的抗辐照性能。

摘要：强流氘氚中子发生器可用于模拟聚变堆中子环境,对于开展聚变堆包层材料相关实验研究具有重要意义.本文提出了一种用于1012n·s 1量级氘氚中子发生器HINEG(high intensity neutron generator)的旋转氚靶系统设计方案,并对其技术难点和强化传热方法进行了介绍.为考查该氚靶系统的传热特性,利用Computational Fluid Dynamics方法对冷却水层厚度、冷却水流速和氚靶系统旋转速度对靶面冷却的影响进行了分析,并对不同热功率密度下靶面的传热过程进行了研究.结果显示,大的水层厚度、大的冷却水流速和高的靶系统旋转速度有利于靶面的冷却,但水层厚度和水流速的变化对靶面传热影响较小.一定条件下靶面所承受的热功率密度不能超过某个限值.

摘要：在铅基研究反应堆燃料组件设计中,燃料棒之间的绕丝可减少燃料棒在运行过程的机械振动,并使冷却剂在各子通道间有效混合,对绕丝燃料组件内冷却剂的热工水力分析将对燃料组件的设计与优化具有重要意义。本文通过CFD方法对中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)燃料组件参考设计内的冷却剂流动换热过程进行数值模拟,并分析绕丝组件的速度场、温度场等流场特征量的分布规律。结果表明:绕丝在流场中起着搅混冷却剂的作用,内通道搅混较外通道相对均匀;组件内横向流强度、摩擦系数在入口段先迅速变化,后在充分发展区呈波浪状在其平均值上下波动,努塞尔数变化规律与之类似;包壳最高温度满足安全设计限值。

摘要：超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC是一套通用、智能、多功能的核系统设计与安全分析软件。多物理耦合分析自动建模软件SuperMC/MCAM(multi-physics coupling analysis modeling program)是其中的自动建模模块,其目标是为多物理耦合分析提供精确高效的建模功能。SuperMC/MCAM最新版本SuperMC/MCAM5.2支持SuperMC、MCNP、FLUKA、Geant4、TRIPOLI等多种蒙特卡罗程序计算模型的自动建模,可进行CAD模型与蒙特卡罗计算模型之间的自动双向转换,以及进行各蒙特卡罗程序计算模型之间的相互转换。本文对SuperMC/MCAM5.2的功能及多蒙特卡罗几何正向与反向转换方法进行了介绍,采用国际热核实验堆ITER基准模型对SuperMC/MCAM5.2进行了测试,测试中SuperMC/MCAM5.2生成的各蒙特卡罗模型计算结果一致,证明了SuperMC/MCAM5.2建模功能的正确性和有效性。

摘要：如何尽可能降低工作人员受到的辐射剂量一直是辐射防护领域关注的热点问题。本文基于数字反应堆和辐射虚拟人两类创新技术,结合FDS团队基于真实人体切片数据构建的中国成年高精度辐射虚拟人模型Rad-HUMAN,发展了一套大型通用核与辐射安全仿真系统SuperMC/RVIS2.3,能实现复杂系统建模与虚拟装配仿真、三维动态数据场与模型的叠加可视化分析、核辐射环境下人员虚拟漫游仿真和器官剂量评估等功能。以国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈PF4检修以及中国铅基研究实验堆CLEAR-Ⅰ散裂靶更换等过程仿真与剂量评估为代表的应用结果表明,该系统可模拟核辐射环境中多种应用方案的评估与优化,可应用于反应堆设计优化、维修计划、应急评估、操作培训和科普教育,具有广阔的应用前景。

摘要：基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φd/φγ)、直射与散射中子注量率比值(φd/φs)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φd/φγ为50.1,φd/φs为5.7,在Ф30cm视野范围内的中子注量率为4.80×10^7cm^-2·s^-1,其中直射中子注量率为4.09×10^7cm^-2·s^-1,中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。

摘要：反应堆瞬态计算程序RELAP5-HD的仿真模型主要采用偏微分方程进行描述,可用于冷却剂温度系统的仿真验证。然而,利用控制理论无法直接对偏微分方程组建立的系统进行稳定性、稳态特性、动态特性分析,从而对冷却剂温度系统的控制器设计缺乏了一种有效的优化手段。为解决上述问题,采用热工水力学第一性原理与空间离散化方法,建立了一套用于分析冷却剂温度系统特性的铅基冷却反应堆热工水力传递函数模型。该模型与RELAP5-HD模型的对比计算结果表明,当控制变量发生阶跃时,传递函数模型与RELAP5-HD模型的输出特性能较好地吻合,准确反映了系统的动力学特性,能够利用控制理论对铅基冷却反应堆冷却剂温度系统的特性进行分析研究。

摘要：中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)是针对加速器驱动次临界装置和第4代铅冷快堆发展需求设计的能实现临界和加速器驱动次临界双模式运行的新型反应堆,具有良好的中子学与热工水力学特性,并具备固有安全性。CLEAR-Ⅰ模拟机是针对中国铅基研究实验堆开发的全物理过程仿真系统,能够实现设计方案校核、控制方案验证、运行工况仿真等功能,本文利用热工水力学仿真程序RELAP5-HD开发了其临界运行状态下的热工水力模型,包括一维模型及三维模型,并对模型进行了稳态和瞬态情况下的仿真验证。仿真结果表明,基于RELAP5-HD程序所建立的中国铅基研究实验堆热工水力模型合理可行,能进一步用于反应堆控制方案及控制策略研究。

摘要：中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)被确定为中国科学院加速器驱动次临界系统(ADS)专项的主选堆型。燃料元件是铅基反应堆的核心部件之一,因此需确保燃料元件的芯块中心温度和包壳最高温度符合设计准则的要求。本文利用有限元程序ANSYS对燃料元件活性区在正常运行工况和失流事故下的温度场进行了数值模拟与分析。正常运行工况下的模拟结果表明,芯块中心温度远低于UO2的熔化温度限值,包壳最高温度低于材料的使用温度限值,满足设计准则中关于上限使用温度的要求。失流事故下的模拟结果表明,失流事故发生后,芯块中心温度和包壳最高温度都会明显上升。当冷却剂流速降低到0.1m/s时,包壳最高温度将超过正常使用温度;紧急停堆滞后时间超过17.5s时,包壳的最高温度将超过事故温度限值。以上分析结果可作为燃料元件安全评审工作的基础。

摘要：如何更高效发挥减方差的作用是蒙特卡罗方法在先进核能系统屏蔽分析应用中的研究热点之一。本文发展了一种基于自动网格划分与权窗平滑的自适应减方差方法,在蒙特卡罗和确定论耦合的一致性伴随驱动的重要性抽样方法(Consistent Adjoint Driven Importance Sampling,CADIS)基础上,利用计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)自动转换和自由程自动划分SN网格,通过确定论方法伴随预计算,实现基于伴随通量的区域权窗参数自动配置,并对伴随通量变化剧烈区域进行权窗平滑处理,保证了粒子在不同区域的有效偏倚,进一步提高计算的效率,从而解决大空间蒙特卡罗计算难以收敛的问题。该方法已初步应用于中国铅基反应堆(China Lead-based Reactor,CLEAR)堆顶盖的屏蔽计算分析,该案例具有结构复杂、屏蔽材料厚重的特点,测试结果表明本方法将计算效率提高近10倍。