摘要：不同于传统的快中子成像系统,采用伴随粒子成像技术无需机械准直即可消除大部分γ射线和散射中子的干扰,实现对厚重物体的高对比度成像。角分辨是影响系统成像质量的一项重要参数。通过理论分析,研究了入射离子的初始动量、靶点尺寸和探测器空间分辨等多个因素对系统角分辨的影响。利用基于GEANT4的模拟程序,计算了不同参数下被标记中子出射角分布的二维图像。分析及模拟结果表明,靶点直径和α探测器空间分辨率是影响角分辨的重要因素。为满足系统角分辨小于1°的设计目标,入射离子的初始动量变化范围应较小,靶点直径应小于1 mm,同时α探测器的空间分辨率应小于0.5 mm。

摘要：采用欧洲活化程序EASY-2007对C276的活化特性进行了活化计算与分析。计算所需中子能谱选取总中子通量约为2.47×1016n/cm2/s的瓦特裂变谱,辐照时间选取了0.5年、1年和1.5年三种情况。活化计算结果包括辐照停堆后不同冷却时间内C276活化产生的放射性活度、衰变余热及接触剂量率等。另外,本文将C276的活化特性与Zr-4及M5包壳材料作了初步的比较分析。结果表明,从中子活化角度看,C276与Zr-4相比并没有优势,但与M5相比还是有一定优势存在的。

摘要：本文利用ANSYS Workbench软件中的Static-Structural模块对现代化的某型号风电机组的高速制动器壳体进行了应力分析。分析结果显示:高速制动器在制动过程中,其上壳体的最大应力大于其壳体材料的屈服强度,这极易造成上壳体结构的变形,而通过增加半径为1 mm的圆角进行过渡,使上壳体的应力大幅减小,最大应力低于其壳体材料的屈服强度。该研究结果可为现代化的某型号风电机组高速制动器壳体的优化设计提供可行性方案。

摘要：党的二十大报告提出,积极安全有序发展核电。《"十四五"现代能源体系规划》提出,在确保安全的前提下,积极有序推动沿海核电项目建设,合理布局新增沿海核电项目;到2025年,核电运行装机容量达到7000万干瓦左右。本期邀请几位专家围绕相关问题进行研讨。

摘要：管壳式换热器是工程中应用最为广泛的换热器类型。换热器壳侧多为复杂的气液两相流,使用精确网格对有上千根传热管的大型管壳式换热器进行模拟较难实现。为实现对壳侧两相流体整体的数值计算,目前最常用的是引入多孔介质模型以减少计算网格数量。多孔介质的两个重要参数是体积孔隙率和表面渗透率。关于多孔系数的计算以前的研究人员已提出了一些方法,但这些方法或直接将体积孔隙率设置为常数,计算精度不够,或计算精度良好,但方法较为繁琐。因此本文提出了一种计算快速且精度高的适用于管壳式换热器热工水力数值模拟的多孔介质系数计算方法GTG(grid combined with tube geometry)。该方法基于网格和换热管位置关系计算体积孔隙率,同时基于区域缩短法计算表面渗透率。可实现对直角坐标和柱坐标的大型管壳式换热器各向异性的多孔介质系数自动生成,且多孔系数可随网格方案改变而自动更新。将GTG方法计算的多孔系数与利用CAD测量的真实值进行对比验证,最大误差仅为4.5%,说明该方法计算精度良好。又基于GTG方法对蒸汽发生器二次侧进行了数值模拟,计算结果与同类研究结果符合良好,表明该方法有效。

摘要：以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,通过程序计算的方法研究了给水流量扰动对反应堆堆芯水流量的影响。研究结果表明,给水流量5%阶跃下降后,第一、二流程冷却剂流量均有下降,反应堆功率下降;给水流量下降会带来多普勒反馈变化,这种变化会引入负反应性。在多普勒反馈中,寿期初变化比寿期末变化小。

摘要：按照纵深防御的要求,在第一跨发生主给水管道双端破裂的情况下,第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失。常规岛设计方须按照核岛设计方提供的边界条件,开展第一跨主给水管道破裂泄放流量和水量计算。本文以核岛提资及常规岛给水泵、除氧器、凝汽器等关键设备的出力、容积等设计和运行参数作为输入资料,确定第一跨发生主给水管道破裂的边界条件,明确第一跨防水淹的设计基准及主给水破管的极限工况;按照主给水管道破裂工况下的核岛和常规岛响应过程,采用分阶段计算的方式对第一跨内主给水管道不同破裂程度下可能出现的瞬态最大泄放水量和总泄放水量进行模拟计算。本计算结果为常规岛主厂房第一跨防水淹分析提供数据基础,为AP1000及后续电厂的第一跨防水淹设计提供数据支撑。

摘要：小型钠冷堆具有应用灵活性高,运行简单,施工周期短,一次性投资少的优点,对其进行堆芯物理计算对小型钠冷堆的安全具有重要意义。利用MCNP程序建立起燃料元件,冷却剂,堆芯构件及反射层的堆芯几何模型,并进行临界有效增殖因子、功率分布、反应性系数和停堆深度的堆芯物理计算,然后对与安全相关的物理参数进行安全性分析。研究表明:堆芯能够达到临界;堆芯功率分布较为平坦;冷却剂空泡系数为负值,满足堆芯设计准则;堆芯有足够的停堆深度,反应堆能安全停堆。

摘要：为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水堆,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd2O3、Er2O3、Sm2O3、Eu2O3、Dy2O3及HfO2进行评价。FCM燃料中TRISO颗粒核芯直径达800μm,燃料颗粒自屏效应强烈,在RMC程序中引入随机介质计算功能,对FCM燃料进行随机几何建模,保证了反应性计算精度。分析表明:Er2O3可作为FCM燃料堆芯的候选可燃毒物,Gd2O3和Eu2O3需结合堆芯开展进一步研究,Sm2O3、Dy2O3及HfO2的反应性惩罚过大,不适合作为FCM燃料可燃毒物。

摘要：中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主设计和研制的重大科学工程,CFETR旨在与ITER相衔接和补充,为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC,研究了蒙特卡罗复杂曲面建模的数学模型和计算方法,开发了复杂曲面建模功能,并通过PPCS(power plant conceptual study)模型验证了该功能实现的正确性。然后构建了CFETR的三维精细化模型,并利用该模型对CFETR包层设计中的关键中子学参数进行计算分析。结果表明,cosRMC对中子学参数氚增殖比、中子壁载荷和核热沉积的计算结果与MCNP的计算值吻合良好,相对偏差均小于5%,满足工程设计需求。研究证明了cosRMC应用于聚变堆包层中子学分析的正确性和有效性。CFETR中子学参数的计算分析,也为其设计和优化提供了参考。