ITER中国氦冷固体实验包层模块温度场和氦气流场三维数值分析

采用通用计算流体力学软件Fluent对应用于国际热核实验堆(ITER)的实验包层模块(TBM)的第一壁Be、Be球床中子增殖区、Li4SiO4陶瓷球床氚增殖区、以及结构材料的温度场和氦气流道内流场进行了三维数值模拟,研究了TBM的温度场及冷却管道内的氦气流场的分布.结果表明,除极小区域外,材料的温度在该材料所允许的工作范围之内;氦气表现出很好的流动和换热特性.     

弹药包装箱铁路运输试验问题及对策

目的为了提高弹药的铁路运输适应性,实现弹药快速、安全运输。方法运用对比、统计分析等方法,研究弹药包装箱试验存在的问题,结合规章制度、标准以及实际情况提出解决问题的对策措施。结果研究发现,弹药包装箱试验存在试验监管不到位,堆码高度、跌落高度、条件、温度设置等试验条件与跌落试验判定标准和铁路运输行业规章制度不一致,试验单位资质不符合要求等问题,需要对存在的问题有针对性地加以改进。结论现行弹药包装箱试验不符合铁路运输要求,只有根据铁路运输行业要求制定相应的规章制度,并对试验过程进行规范,才能保证弹药铁路运输安全。     

基于集总参数法的池式钠冷快堆无保护失流工况分析

快堆(Fast Reactor)具有燃料利用率高、可嬗变核废料的优势,是目前较为理想的先进堆型之一。快堆广泛采用池式回路布置,因此对池式快堆(Pool-type Fast Reactor)进行安全分析具有重要意义。本文采用集总参数法建立池式快堆的一回路模型,基于MATLAB编写核热耦合程序并对其进行无保护失流事故工况的安全分析,并将计算结果与实验值及其他机构计算结果进行了对比。结果显示:集总参数法的计算结果与实验和其他机构计算值均符合较好,验证了程序的可靠性。使用该程序可对池式钠冷快堆在无保护失流事故中的堆芯行为与固有安全性做出较为准确的预估计算。     

中国海外矿业企业人身和财产安全问题与对策研究

详细阐述了中国海外矿业企业面临的人身和财产安全问题(威胁）,并提出对策及建议,希望能对中国海外矿业企业人身和财产安全问题提供解决思路或有益参考。中国海外矿业企业面临的人身和财产安全威胁归纳起来主要有地区武装冲突或战争、恐怖袭击、社会治安、政策变动和敌对势力。基于对安全威胁的阐述和案例分析,通过与一些国内外矿业企业专家及管理人员交流,借鉴欧美发达国家海外矿业企业运营的成功经验,提出6点安全保护对策或建议,分别是加强和改善企业安全保护系统建设、积极与中国驻外使领馆保持联系及寻求领事保护、与当地国际非政府组织保持有效沟通、积极与海外中国商会保持联系、加强与当地企业工会或矿业工会的沟通和协调、构建和谐的社区关系。中国目前急需建立和完善海外矿业企业人身和财产安全保护体系,并且重在事前防范,而非事后处理。     

深燃耗球床式气冷快堆研究

气冷快堆是未来发展的第四代先进核能系统候选堆型之一,它可以满足核能的可持续性、安全可靠性和经济性要求.从反应堆物理和热工水力学的角度出发,设计了热功率300 MW的球床式气冷快堆,选择了碳化物燃料作为气冷快堆的燃料.用耦合燃耗计算程序COUPLE2.0模拟得到了深燃耗气冷快堆的铀燃料循环的平衡态.平衡态研究结果表明基于深燃耗的300 MW球床式气冷快堆可以提高铀资源的利用率同时降低乏燃料中的次锕系核素的含量.当燃料球直径为6 cm,燃料区的直径为5.5 cm,燃料占燃料区的体积的70%,燃料形式为UC,其中235U的初始富集度为12%时,燃料球通过堆芯的时间可以达到12 600 d,重金属燃耗深度为164.38 GWd/t,总的铀资源的利用率可以达到为28.03%.     

次锕系元素在加速器驱动的次临界快堆中嬗变的研究

选取加速器驱动次临界快堆（ADSFR）,进行嬗变来自于PWR（U）乏燃料中次锕系元素的研究。在堆芯内、燃料为NpAmCm的氧化物,选取液态钠为冷却剂。利用下列程序对所选方案进行物理计算和分析：LAHET－模拟质子与靶核的相互作用;MCNP4A－模拟次临界包层内20MeV以下的中子与材料核的相互作用;ORIGEN2－利用MCNP4A的输出提供的一群等效截面对堆芯进行燃耗计算。计算分析的结果表明：考虑临界安全、功率密度和燃耗等因素,利用所选方案进行次锕系元素嬗变是可行的。     

球床式高温气冷堆初次临界物理计算的蒙特卡罗方法模型分析

对HTR-10初次临界的几何模型进行了对比和分析,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4．3程序描述了高温气冷堆的包缀燃料颗粒在燃料球内的随机分布以及燃料球和石墨球在堆芯的随机混合分布应用TRIPOLI-4．3对HTR-10进行了初次临界物理计算,并且与已有的MCNP4B的计算结果进行了比较结果表明：基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4．3程序,采用适当的几何描述方式可以用手球床式高温气冷堆的初次临界堆芯物理计算．     

蒙特卡罗方法用于HTR-10首次临界燃料装料预估的校算

在10MW球床式高温气冷实验堆(HTR—10)首次临界前．达到首次临界的堆芯燃料球装量预估是物理设计的一项重要任务．为了确保物理设计的可靠性．引入蒙特卡罗程序MCNP对VSOP程序的计算结果进行校验。根据HTR—10的特点对燃料元件和堆结构．设计出近似而合理的MCNP描述;再选择合理的计算特征值问题的参数,包括跳过的周期数、每周期标定的源数目和得到特征值的周期数;研究燃料球结构的不同描述对κeff的影响;确定较优的计算方案。该方案的计算结果表明,在27℃、空气气氛下,MCNP和VSOP程序预估的达到首次临界的总球数分别为16864个和16821个,相对误差为0．25％。HTR-10的首次临界实验表明．预估与实验的结果相对误差小于1．0％。     

铅铋冷却的加速器驱动的次临界堆的燃耗分析

对热功率800MW,加速器质子能量600MeV的铅铋合金冷却的加速器驱动的次临界系统进行了物理特性上的研究和堆芯设计。利用清华大学核研院自主开发的耦合MCNPX2.1.5和ORIGEN2.1的三维燃耗程序COUPLE 2进行计算分析。研究了不同的栅径比以及次锕系核素(MA)的含量对反应性和燃耗过程的影响。综合考虑keff变化、安全性以及嬗变效果等因素,选取合适的栅径比以及MA含量,建立一套物理上初步可行的铅铋冷加速器驱动的次临界方案。     

加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计

以加速器驱动的次临界系统（ADS）在事故情况下仍处于次临界、k_eff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐照损伤的前提下,将堆芯燃料区分为嬗变区和增殖区,并将整个过程保持嬗变区的燃料成分不变。通过对ADS燃料的组成成分、堆芯布置和堆芯功率分布等方面的研究,在Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0～1.5范围内,调整增殖区的燃料成分,并利用MCNP和ORIGEN耦合的COUPLED2程序计算k_eff随燃耗时间的变化。同时,综合考虑功率展平、次锕系核素的嬗变率和燃耗深度等因素,建立1套符合工程实际的次临界系统。