摘要：为解决传统的无线传感信号无法实现反应堆安全壳内外的信息传输问题,研究设计了通过超声波将无线信号传输到安全壳外的超声通信系统。超声通信系统的发射单元将信号加载于40 kHz的超声波上,超声通信单元将接收到的信号通过超声换能器穿过安全壳传输到接收单元,接收单元通过三级放大、检波、滤波、比较电路,最终实现信号由安全壳内到安全壳外的传输。系统在模拟安全壳工况下试验,试验结果表明:信号能够低功耗、稳定传输,且误码率低于10^(-6)。

摘要：为拓展蒙特卡罗程序RMC基于计算机辅助设计(CAD)几何输运能力,面向新型数值反应堆的RMC基于CAD几何建模输运提供新的计算手段。首先采用开源网格化内核处理CAD几何模型,实现全流程自主化的RMC基于CAD几何输运方法,其次开发了CAD与构造实体几何(CSG)的混合几何输运框架,提高几何处理效率和RMC输运效率。通过燃料球、VERA-3A燃料组件等模型的数值计算,验证了自主化CAD几何处理方法、混合几何建模输运方法的正确性;与现有CAD几何建模输运方法相比,混合几何建模输运方法在几何处理时间、计算效率等方面取得显著提升。因此,本研究开发的RMC基于CAD几何输运拓展功能可以用于新型数值反应堆的中子学分析计算。

摘要：可燃毒物可补偿寿期初过剩反应性及展平功率分布,因此对堆芯燃料组件设计具有重要意义。目前传统的优化设计主要依靠设计者的主观经验及判断,复杂耗时,其设计效率及可靠性急待改进。本文将多目标并行遗传算法应用于压水堆组件毒物选型优化,以反应性控制、功率分布和不同时期燃耗剩余等为目标,对可燃毒物材料类型、含可燃毒物燃料棒排列方式、毒物含量、轴向分层等决策变量进行优化,研究了遗传算法在燃料组件毒物多目标优化设计中的理论模型及实现方法。同时将遗传算法与蒙特卡罗粒子输运方法有机结合,应用到压水堆燃料组件设计中,得到了组件可燃毒物优化方案。针对二维和三维燃耗计算,分别筛选了13和40种优化方案。计算结果表明:Er_(2)O_(3)用作毒物的综合效果最好;Gd_(2)O_(3)、Eu_(2)O_(3)和Sm_(2)O_(3)的应用需结合堆芯方案开展进一步研究;HfO_(2)和Dy_(2)O_(3)不适合用作可燃毒物。该结果与通过人工搜索优化得到的结论基本一致。同时,三维轴向分层可为优化提供更多可选的材料种类方案,以部分毒物的分层布置方式可减小功率峰因子。本文研究为堆芯燃料/毒物设计提供了先进方法及工具。

摘要：节流件广泛应用于核电站各类管道系统中,对于大压降和短距离的管道系统,节流孔板设置不合理将导致管道振动程度加剧并伴随节流件的孔径、厚度、偏心度和倒角等关键结构参数对节流效果的敏感性进行分析和计算,在此基础上,提出适用于大压降小间距管道的节流件为多级偏心节流孔板。计算表明:多级偏心节流孔板可有效抑制汽蚀和闪蒸的发生,节流效果较好,适用于大压降小间距管道节流。

摘要：为了准确计算快堆堆芯中所有裂变材料与非裂变材料释热,并精细考虑中子、光子、电子在堆芯中的能量沉积,以提高快堆堆芯释热率计算精度。本文基于确定论两步法研究并实现了中子-光子输运堆芯释热率计算方法,通过求解裂变源中子输运方程和固定源光子输运方程得到中子和光子注量率,基于比释动能(KERMA)因子方法计算瞬发中子和瞬发光子释热率,利用比例因子方法计算缓发光子产生矩阵,在MOSASAUR程序内通过内耦合方式实现了快堆中子-光子输运和堆芯释热率计算。计算铅铋快堆RBEC-M基准题的功率分布并与蒙特卡罗程序计算结果进行对比,燃料组件总功率相对偏差在±4%以内,非燃料组件总功率相对偏差在±10%以内,所有组件光子功率相对偏差在±10%以内。因此,本文研究的中子-光子输运堆芯释热率计算方法对快堆堆芯释热计算具有较高精度。

摘要：数字化仪控系统(DCS)是核电厂的神经中枢,是一种以微处理器为基础,采用控制功能分散显示、操作集中、兼顾分而自治和综合协调的设计原则的仪表控制系统,它对机组的安全、经济运行起着至关重要的作用。I/O卡件是DCS与现场仪表交互的关键部件,当I/O卡件出现故障时,需要及时更换,所以I/O卡件需要一定数量的备件。如果备件过少,系统可用率达不到要求,反之会导致总费用过高。基于马尔可夫模型,提出了一种可用率约束条件下,考虑共因失效的I/O卡件备件数量优化方法。并采用概率检测器PRSIM实现了对马尔可夫模型的定量分析,得出了满足可用率的约束条件的最少备件数,达到降低核电厂DCS运行维护费用的同时,保证其安全可靠运行的优化效果。

摘要：为了提高快能谱反应堆光子释热计算精度,本文研究了高精度光子截面制作理论与光子释热计算方法,基于自主开发的光子截面处理程序NGAMMA,制作生成了问题相关光子截面库。该截面库主要包括中子与光子比释动能(KERMA)因子、光原子反应截面、瞬发光子产生截面、缓发光子产生截面等数据。使用快堆基准题ZPPR-9对数据库进行验证,计算结果表明:①利用新开发的94群光子截面库通过并群得到问题相关的光子截面库,比之前利用NJOY直接生成21群光子截面的计算精度有显著提高,光子释热的计算结果在增殖区与蒙特卡罗结果的相对偏差由原来的–7.88%下降到3%以内,反射层区域的相对偏差由原来的14.76%下降到5.05%;②考虑缓发光子显著影响光子释热,与仅考虑瞬发光子相比,考虑缓发光子使得内外堆芯区域的光子释热提升达到33.11%;③使用比例因子方法近似计算缓发光子释热与精确计算的结果符合较好,在各个区域的相对偏差均在±2%以内。

摘要：抑压水池可降低反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳的峰值压力。抑压能力的影响因素主要为抑压管淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量的影响。各影响因素参数组合方式多变,造成敏感性分析需要进行庞大的试验次数和数据处理,正交试验不仅可以降低试验次数,而且可以直观地分析影响因素的主次顺序,所以本文采用正交试验法对影响因素进行敏感性分析,以抑压水池的峰值压力为指标,通过正交试验极差分析获得影响因素从大到小依次为:淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量。

摘要：快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动^(238)U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑^(56)Fe高阶非弹性散射截面的扰动,会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%,而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后,自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好,最大偏差不超过3.22%,同时^(238)U的弹性散射反应道和^(56)Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此,快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响,同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确,针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行,计算精度同国际同类程序的计算精度相当。

摘要：堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素。尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展。采用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP和基于ENDF/B的连续截面数据库,对压水堆18个月长、短周期装料方式的堆芯相关组件内热源的释热率分布进行详细计算,计算得出控制棒、阻力塞棒和新型含钆可燃毒物棒释热率精确计算值,并对不同版本数据库中部分关键核素截面对计算结果的影响进行比较分析,为核反应堆堆芯设计提供参考。