熔盐堆热管式非能动余热排出系统建模及程序开发

热管式非能动余热排出系统（HP-PRHRS）概念设计可有效提升熔盐堆非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点，建立了一套较为完整的数学物理模型，涵盖了熔盐堆堆芯物理热工耦合、高温热管和HP-PRHRS运行等。采用上述模型开发了HP-PRHRS分析程序PRAC，利用MSRE基准题和瞬态实验数据进行了对比验证。结果表明：PRAC程序计算值与基准题和实验结果吻合良好，证明了模型和程序的准确性。HP-PRHRS模型和PRAC程序能为后续开展HP-PRHRS深入设计提供模型和软件基础。     

竖直圆管通道内超临界水传热实验及数值模拟研究

为了对超临界水冷堆概念设计参数范围内超临界水的传热特性有进一步的了解,通过实验和数值模拟的方法对竖直上升圆管通道内超临界水的传热特性开展了研究,用实验数据对现有传热关系式和CFD计算模型进行了评估。通过实验数据与现有经验关系式的对比,发现现有大多数超临界传热关系式能够对本实验的壁温进行预测。使用实验数据对CFD模型进行了评估,结果表明在本实验参数条件下SST模型和RNG k-ε 模型的计算壁温与实验数据趋势基本一致。     

高放废物地质处置近场核素迁移计算

以我国高放废物地质处置初步概念设计为背景,分析了高放废物地质处置系统中近场核素迁移的基本途径。初步建立了放射性核素近场迁移的概念模型和数学模型,并采用库室模型方法,利用Goldsim通用软件模拟了在参考景象下放射性核素从近场的释放迁移,给出核素从近场的释放率结果。采用日本的概念设计和参数值,利用建立的模型进行了计算,与日本原子能机构JAEA给出的H12报告(使用MESHNOTE程序计算)的结果进行了比较,两者基本吻合。最后提出了需要进一步研究的内容。     

热管冷却双模式空间堆堆芯稳态热工水力分析程序开发

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块设计研究与实验策略

在广泛调研和深入分析国际聚变堆包层发展状况的基础上,根据液态锂铅包层一般特点和中国发展的系列液态锂铅包层概念设计,提出了一个具有演示氦气单冷却剂和氦气/锂铅双冷却剂包层技术的双功能包层模块实验系统方案,对其性能进行了分析研究,作为中国向ITER实验包层工作组(TBWG)提交的液态包层实验模块最终设计描述文件的内容框架。总结了该工作主要内容,包括基本设计思想和方案描述、性能分析概况、对辅助系统的要求和实验策略与关键技术等。     

中国铅基研究反应堆概念设计研究

针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。     

高温氦气实验回路氢气主冷却回路的概念设计

依据聚变堆包层热工水力实验段的设计要求,并借鉴国内外氦气实验回路的设计和运行经验,对国际热核聚变实验堆(ITER)氦冷固态增殖剂实验包层模块(HCSB-TBM)高温氦气实验主回路进行了概念设计.主要给出了氦气实验主回路(HTHEL)的主要设计参数、回路系统构成及主要设备特点,并对主管道设计进行了应力校核.     

海洋静默式热管反应堆热工水力特性研究

安全可靠的能源供给是无人水下潜航器（UUV）发展的关键基础,本研究面向我国重型海洋UUV研发的能源需求,提出了海洋静默式热管反应堆（NUSTER-100）小型核电源概念设计。建立了包括堆芯功率模型、堆芯通道传热模型、热管传热模型、热电转换模型及冷端换热模型等热管反应堆系统数学物理模型,基于高效稳健的数值算法和模块化编程思想,开发了具有自主知识产权的热管反应堆稳态和瞬态热工水力特性分析程序HEART,采用热管实验、温差发电实验等数据对HEART程序关键模块进行了验证与确认。采用HEART程序对NUSTER-100的稳态、冷启动瞬态及反应性引入瞬态工况进行了计算分析,获得了NUSTER-100满功率稳态工况下的热工水力特性,基于冷启动瞬态热工水力分析,提出了具有较高安全性的三段式热管反应堆启动方案,评估了反应性引入瞬态工况下热管反应堆的自稳特性和安全性。本研究可为我国UUV及热管反应堆技术的发展提供理论和技术支持。     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

高放废物处置库单个竖直钻孔内废物包个数探究

为探究高放废物处置库中单个竖直钻孔内允许放置废物包的数量,采用我国处置库概念设计模型、调研和实验所得参数,以ANSYS workbench为平台进行了模拟探究。结果表明,为满足处置库热力学要求,并综合考虑工程经济和施工建造,建议单个竖直钻孔内废物包数量不多于2个。     

组织等效正比计数器测量系统的建立

对组织等效正比计数器（TEPC）的方法原理和性能进行了初步研究,在此基础上,建立了1套TEPC测量系统,用于测量中子、γ混合辐射场的吸收剂量及剂量当量。中子辐射场通常伴随有γ辐射。根据对混合辐射场测量得到的微剂量谱,将γ辐射的剂量贡献部分从中子辐射中区分出来。依据具体实验环境,使用蒙特卡罗方法进行了模拟计算。计算结果与实验数据取得较好的一致性,从而验证所建立的TEPC测量中子辐射场吸收剂量的方法是可行的。     

基于盲源分离算法的压水堆松动件信号提取方法

压水堆一回路松动件状态监测系统的关键环节在于如何从复杂背景噪声中提取松动件冲击信号。利用基于最大信噪比的盲源分离算法，将压水堆背景噪声和松动件冲击信号从观测到的混合信号中分离，并利用相似系数对该算法的分离效果进行了评估。根据该算法，当分离信号之间关系均独立时，信噪比函数取得最大值。研究结果表明，该算法可高效、准确地实现压水堆一回路松动件冲击信号和背景噪声信号的分离。     

基于自适应阈值的小波包在松动部件信噪分离中的研究

研究了反应堆主回路系统背景振动噪声的特点。在传统松动部件信号提取方法的基础上,利用对小波包系数加入时间窗的方法实现对去噪阈值进行自适应选取。同时采用了一种新的阈值处理函数对含噪声的松动部件冲击信号进行去噪处理,并对模拟实验装置上采集到的钢球冲击信号进行分析。实验结果表明,本文提出的方法能有效跟踪背景噪声强度的变化,有效抑制背景噪声,准确识别松动部件冲击信号,提取相关特征。     

控制棒驱动机构备件数量优化方法

控制棒驱动机构是反应堆控制和保护系统的伺服机构，是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备。控制棒驱动机构成本较高，如何合理确定其备件数量对于提高反应堆的可运行性具有重要意义。本文针对控制棒驱动机构，在系统连续运转时间不小于换料周期的约束条件下，提出了一种确定控制棒驱动机构备件数量的优化方法--分组备件数量优化方法，给出了总费用最少的各子系统的备件配置方案。通过随机模拟计算对分组备件数量优化方法与常规算法进行比较，结果表明：该方法常优于常规算法，在保证控制棒驱动机构可用性的前提下，优化备件数量配置可降低成本。该优化方法同样适用于其他设备的备件分析，对工程中设备备件的分析与研究具有指导意义。     

用TNA方法进行爆炸物检测软件系统设计

主要描述利用TNA方法进行爆炸物检测系统中的软件模块化设计，由于在系统开发过程中需要对算法进行调试，因此要求软件能够实现算法调整的灵活性以及自由的扩充性。整个系统共分为数据获取、元素分析以及识别定位三大模块，各个大模块又细分为不同的小模块。通过模块化的设计，能够在系统的搭建过程中自由的改进算法以及增加功能，提高开发效率。     

Progress Report of ISOL System of BRIF Project in 2006

In 2006 the ISOL system was optimized based on previous work, a revised feasibility report and a primary design report was fmished. Also the investigations on some key technical issues and detail design of some key parts of the ISOL system were carried out. The details of these works are described as following.     

Kicker磁铁电源控制系统设计

兰州重离子加速器冷却储存环包含多个注入和引出环节,其中较为关键的是CSRm的引出和CSRe的注入系统,其时间控制精度直接影响束流的注入引出效率。本文采用先进的ARM+FPGA技术实现对踢轨电源系统的精确控制,其时间控制精度达ns量级。ARM主要实现控制数据的下载与上传,踢轨系统的控制时序主要通过FPGA编程完成。远程时序控制信号均通过光纤传输,同时对踢轨电源的电压给定采用数字电位器技术实现,给定精度达0.1%。     

防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

防城港核电站1号机组主泵惰走试验期间,在对核电站松脱部件和振动监测系统13路加速度通道进行背景噪声例行检查时发现,通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到,安装于反应堆压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有"哒哒哒"的异常信号。为找出异常信号源,利用松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析,该信号不是由松脱部件产生的信号。通过听音棒的辅助监听,最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决,不仅解决了工程建设需要,对核安全局批准下一步工作开展提供了支持依据,而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管异常振动诊断有重大的实用价值。     

基于神经网络的松动部件监测系统小波质量估计方法研究

采用基于神经网络的小波质量估计方法对松动部件检测系统中小质量的螺钉(5g)、螺母(12g)和钢球(4．5g)进行了实验研究。结果表明：该方法能较好地区分不同质量的螺钉、螺母和钢球。     

大亚湾核电站松动部件监测系统的误报警处理

大亚湾核电站松动部件在线监测系统投入运行以来，曾因频繁误报警而不断地改进。在2号机组第四燃料循环系统出现了持续的误报警，因系统存在设计缺陷，在停机小修期间采用加速度传感器的方法进行故障诊断。结果表明．持续报警不是由松动部件引起的，它来自主泵的噪声，系统本身的缺陷需要进行改造。