自主PCM核设计软件包的自动化验证

PCM核设计软件包由组件软件PINE、堆芯软件COCO和通量图软件MAPLE组成,目前已经在华龙一号堆芯的设计中使用。PCM软件包的验证主要分为4个部分,即电厂数据、试验数据、基准题以及同类软件对比。为更好地完成迭代验证工作,开发自动化验证平台YAM,实现PCM软件包验证过程与计算逻辑的全自动化。验证结果表明,PCM软件包的计算结果与试验数据吻合得非常好,整个软件包的不确定度满足设计要求。     

低能离子能谱仪上位机软件设计

介绍了一款基于NI LabWindows/CVI虚拟仪器开发平台设计开发的自动化上位机软件。软件针对低能离子能谱仪研制任务设计,具备仪器控制、数据获取解析以及实时状态监测等功能。软件的应用能够大大减少低能离子能谱仪调试、测试和试验过程中的工作量,提高了可靠性,保障了低能离子能谱仪研制工作的顺利进行。能谱仪应用本软件通过了所有调试、测试和试验,实验验证了软件的性能与可靠性。     

重离子加速器束运线数据库系统设计优化

描述了兰州重离子加速器冷却储存环（HIRFL-CSR）束运线电源参数数据库系统的设计优化。依托HIFEL-CSR的主数据库系统Oracle，设计了电源电流的读取界面，实现电源的实时监控，建立了新的电源参数数据库分系统，并实现了Oracle数据库系统和Access数据库系统的数据互存，建立了方便的参数打印、查询界面。     

聚变数据库系统FusionDB研发与应用

聚变研究和设计是一项需国内外广泛合作的系统工程,积累和共享数据是当前重要任务。为了更好地整合聚变数据,FDS团队设计和研发了集聚变数据和数据处理与分析软件于一体的聚变数据库系统FusionDB,系统涵盖了聚变堆设计与安全分析关键数据,是国际上首个包括核数据、材料数据、部件数据、聚变物理实验数据以及核计算仿真和可靠性与概率安全分析等功能的综合型聚变数据库系统。FusionDB已应用于国际热核聚变实验堆ITER、中国科学院FDS系列聚变堆概念设计与研究中。     

中国核燃料组件数据库的研制

以ORACLE数据库系统为开发平台,研制了中国核燃料组件数据库(CNFAD).CNFAD包含了燃料组件的设计、制造和辐照后检验3个方面的内容.该数据库软件采用Browser Server结构,支持HTTP协议,并利用JAVA接口调用应用服务器上的程序使服务器和客户端机器的资源得到合理和充分利用,完成相对复杂的任务,实现了多用户共享、远程通讯和交流.该数据库可用于录入压水堆燃料组件在设计、制造、运行、辐照后检验等环节的数据,解决了核电站燃料数据过于分散的问题.     

分段γ扫描装置数据获取与处理软件系统的研制

报道了分段γ扫描装置（ＳＧＳ）的数据获取与处理软件系统的研制成果，该系统用于测量特种核材料的中低密度物质的铀和钚含量。分析了系统的组成结构，重点讨论数据获取及数据处理中的自动控制、数据获取、γ能谱分析、样品γ射线自吸收校正、铀钚含量计算软件以及用户界面软件的实现方法和程序设计。     

热中子散射数据处理程序TSC的研制

为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。     

研究堆运行管理数据库

以VISLIAL C 6．0作为开发工具,利用MFC所包含的建立在ODBC和DAO系统上的类,完成了研究堆运行管理数据库系统的研制。该数据库系统包含元件管理、事件管理、运行实验管理和文档管理等4个功能模块。     

10 MeV工业辐照电子加速器GEANT4计算和工艺界面软件开发

利用GEANT4蒙特卡罗软件程序包,建立了10 MeV工业辐照电子加速器数学模型,并模拟计算了不同密度下均质产品剂量分布数据。结合Qt界面设计开发平台,对模拟数据进行C++编程计算,获得了各种产品密度、不同厚度单双面辐照剂量分布图及辐照不均匀度等参数。同时,利用Qt将产品辐照剂量与束下装置传送速度计算、日常工艺管理和剂量场分布数据绘图等功能界面化,研制了辐照工艺界面软件。经过产品剂量分布测试实验和对行业研究结果比较,验证了GEANT4模拟计算结果和工艺软件准确性。实验表明：计算和测试结果具有很好的吻合性。辐照工艺界面软件可以快速显示产品辐照效果及计算传送速度等主要工艺参数,为产品辐照工艺设计提供了有力工具。     

CSNS小角散射谱仪数据获取软件设计

为满足中国散裂中子源小角散射谱仪数据获取的需求,本文在Linux系统下采用C++及Qt、MySQL等开源技术研制了小角散射谱仪的数据获取系统软件。该软件实现了电子学配置、运行控制、数据网络读出、在线数据处理和存储、运行状态监测和错误报警等数据获取软件基本功能,以及用户操作界面、在线数据库和电荷通道波形重建等附加功能。本文介绍该软件的设计与实现,包括硬件架构与软件部署,并给出了性能及稳定性的测试结果。     

Design of a management information system for the Shielding Experimental Reactor ageing management

The problem of nuclear reactor ageing is a topic of increasing importance in nuclear safety recent years. Ageing management is usually implemented for reactors maintenance. In the practice, a large number of data and records need to be processed. However, there are few professional software applications that aid reactor ageing management, especially for research reactors. This paper introduces the design of a new web-based management information system (MIS), named the Shielding Experimental Reactor Ageing Management Information System (SERAMIS). It is an auxiliary means that helps to collect data, keep records, and retrieve information for a research reactor ageing management. The Java2 Enterprise Edition (J2EE) and network database techniques, such as three-tiered model, Model-View-Controller architecture, transaction-oriented operations, and JavaScript techniques, are used in the development of this system. The functionalities of the application cover periodic safety review (PSR), regulatory references, data inspection, and SSCs classification according to ageing management methodology. Data and examples are presented to demonstrate the functionalities. For future work, techniques of data mining will be employed to support decision-making.     

基于Windows环境的动力堆核材料数据库计算机管理系统

报道了在Ｗｉｎｄｏｗｓ环境下建立的动力堆核材料数据库计算机管理系统。介绍了系统组成、特点及主要功能，主要描述了物理分析、软件数据流、用户处理基本流程等的系统设计方法。较之以往的工作，本系统增加了关键测量点及组件方位图布局的交互设置，增强了在多种动力堆运行参数情形下的适用能力；增加了数据库编辑、文本编辑、代码查看和设置功能；能自动衡算产生有关报表和管理文件，支持多种打印设备，有报表打印预览显示；具有数据加密、解密及数据备份恢复功能。     

快堆换料监控系统数据库功能的分析及实现

使用计算机对核反应堆换料过程进行监测,有利于增强换料运行的安全性和可靠性.核反应堆换料监控系统采用组态软件进行开发.由于系统较为复杂,需要记录大量数据,所以需要强大的数据库支持.本文对该系统需记录的数据进行了分析并给出了数据时时记录的解决方案.     

Multiple aspects of raw data collection and processing for Romanian TRIGA SSR

Probabilistic Safety Assessment (PSA) is a tool for evaluating and enhancing the safety of a nuclear reactor. In general, PSA is used to support the system design, configuration decisions and the operational safety management of the plant. Ideally, failure data used for safety and reliability analyses should be based on site-specific data. The paper presents activities and results that started in 2001 with the participation of Romanian TRIGA Steady State 14 MW reactor in an international project for expanding component reliability database for Research Reactors for PSA use. Collection of reliability data for Romanian TRIGA is discussed emphasizing the problems encountered. Failure data for some components is given, both stand-alone and in comparison with other research reactors, as well as statistics pertaining to the failures and failure modes of the investigated components. A brief presentation of a software application developed in the Institute for Nuclear Research (INR) for raw data acquisition and processing is included.     

小堆结构材料全生命周期数据管理系统设计研究

小型模块化反应堆（简称小堆）结构材料具有种类繁多、来源广泛和格式多样等特点。基于现代信息技术及大数据背景,结合小堆结构材料数据的特殊性,从材料数据管理角度出发,设计构建了一个覆盖小堆结构材料全生命周期的专用数据管理系统,实现从碎片化数据获取到海量数据集成、处理并融合的转变。整个系统不仅实现了自定义数据库设计,还实现了小堆结构材料全生命周期数据的管理和应用,满足用户数据查询、数据检索、可视化分析等多种需求,有利于推进小堆结构材料数据管理向规范化、智能化发展。同时该数据管理系统突破了多尺度材料数据管理技术瓶颈,增强了材料数据的安全性和可靠性,为数字化小堆研发设计提供了重要支持。      

安全软件验证与确认中的单元模块测试技术

核动力厂保护系统实现数字化必须解决的一项关键技术是如何完成安全软件的验证与确认（V&V）,以证明和确认执行安全功能的软件自身的安全性和可靠性。软件单元测试是V&V过程中的重要环节,主要目的是验证和确认软件代码开发过程中,软件的设计转变为软件代码是适当、正确和完整的。本工作初步研究了安全软件的单元模块测试技术,着重讨论如何保证测试的完整性、建立测试环境、建立测试用例及实施单元模块测试等方面,并以某数字化保护系统安全软件单元模块测试实例说明单元模块测试的具体过程。     

数值反应堆及CVR1.0研究进展

数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认（V&V）等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统（CVR1.0）的研究进展。进展主要包括：两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。     

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简介介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站（ＣＮＰ１０００）核蒸汽供应系统的概念设计,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统、辅助给水系统和数字化仪表与控制系统设计。     

CORCA-3D软件调硼临界燃耗计算功能的开发和初步验证

调硼临界燃耗计算功能是堆芯核设计软件的基本功能,先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件CORCA-3D是中国核动力研究设计院研发的堆芯核设计软件,具有完全的自主知识产权。本文介绍CORCA-3D软件的调硼临界燃耗计算功能主要涉及的物理模型,并通过基准题、电厂实测数据及SCIENCE系统对CORCA-3D软件进行了对比验证,结果表明,CORCA-3D软件计算具备较高精度。      

TMSR核能放化控制区出入控制系统软件设计

出入控制系统是进入核能控制区域的屏障,本文介绍了基于EPICS软件包实现的钍基熔盐堆核能项目(Thorium Molten Salt Reactor,TMSR)放化控制区域出入控制系统的软件设计。通过新的设备驱动、数据库结构、软件接口和人机界面的开发,实现了该系统身份验证、污染报警、个人计量统计和事件记录等功能。使用EPICS软件包实现该系统,不仅可以降低成本,减少该系统对设备厂商的依赖性,最重要的是实现了TMSR实验堆项目仪控系统软件构架的统一。该系统软件开发已经过测试验收,证明其功能和可靠性均能满足设计要求,本文还对系统安全性方面的提高展开讨论。