秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。     

空间核能磁流体发电系统性能分析及参数优化

高温气冷堆结合磁流体发电是一种高效的空间电源系统，可以满足空间任务对于大功率、高效率的需求，具有广阔的应用前景。用于磁流体发电的空间核动力系统主要包括核反应堆、磁流体发电机、回热器、压气机、热辐射器等，本文对该系统循环过程进行分析，通过建立循环效率模型及质量模型开发了系统分析程序，在验证程序准确性的基础上对系统综合性能展开了分析。研究了压气机级数、循环冷端温度、循环热端温度、回热器回热度等因素对系统效率、比质量、辐射器面积、总质量的影响，并对1 MWth热功率下的动力系统进行了参数优化，实现了系统循环效率46.15%、总质量4 375 kg和比质量9.48 kg/kWe,在未来太空应用中具有很好的竞争力。     

热管空间核反应堆电源的研究进展

随着人类对宇宙太空的深入探索,对于提供能量的电源要求也在逐步提高,空间核反应堆电源在执行深空探测任务中脱颖而出。热管核反应堆由于具备非能动性、寿期长、可靠性高等优势,成为目前空间核反应堆领域的研究热点。本文通过重点介绍典型热管堆的概念设计系统以及在Kilopower中的应用,对热管电源系统(Heatpipe Power System,HPS)、由热管控制的火星探索反应堆(The Heatpipe-operated Mars Exploration Reactor,HOMER)、安全可负担裂变引擎方案(Safe Affordable Fission Engine,SAFE)以及Kilopower进行了重点调研,归纳总结了各个反应堆的结构设计、燃料选择、热管排布、功率设计等,以期对未来热管空间核反应堆电源的设计研究提供思路和参考。     

基于智能决策支持系统的空间堆辐射屏蔽优化

由于运载重量和成本的限制,空间核动力系统的质量是一个关键参数。辐射屏蔽系统是空间核动力系统自重的主要贡献之一。因此,有必要研究空间核动力系统质量最小化的屏蔽优化问题。为了实现空间堆辐射屏蔽快速设计与智能优化,基于精英策略的快速非支配遗传算法（Non Dominated Sorting Genetic AlgorithmII,NSGA-Ⅱ）与反向传播（Back Propagation,BP）神经网络算法相结合的智能优化方法,对Topaz-II空间堆辐射屏蔽进行优化,将屏蔽层的总质量与剂量率作为优化目标,得到辐射屏蔽方案Pareto最优解集。同时,为了实现屏蔽方案自动化选择,将NSGA-II得到的Pareto解集作为BP神经网络算法的数据库对数据进行分析学习,建立屏蔽方案智能决策支持系统。该系统可根据工程实际需求,设置基础理论模型,获得满足工程需求的空间堆屏蔽方案。最后利用Topaz-II空间堆模型对本文方法开展了数值验证研究,证明了本文方法的正确性与可行性,可为空间堆辐射屏蔽优化提供理论与技术支撑。     

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

基于固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的特点,提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范,结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求,完成了反应堆本体结构设计方案,并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析,最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代,初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计,满足TMSR-SF1功能要求。此外,通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析,确保了结构设计的工程可实施性。      

Mechanical Desktop软件在中国先进研究堆堆本体设计中的应用

研究使用MechanicalDesktop(MDT)软件对中国先进研究堆 (CARR)堆本体主要部件进行三维参数化建模 ,并通过尺寸及相关位置数值的变量驱动进行CARR堆本体初步设计及修改。三维参数化设计方法的应用大大提高了CARR堆本体的设计效率 ,缩短了设计周期 ,为高质量如期完成CARR堆本体主要部件的设计奠定基础     

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。     

评价核数据在热管冷却空间核反应堆设计中的应用

热管冷却反应堆是空间核反应堆电源系统的重要候选堆型,具有良好的发展前景。热管冷却空间堆堆芯使用的材料与传统压水堆相比有很大不同,以HP-SMTCs堆芯为例,广泛使用了含有Re、Mo、Li、Be等元素的材料。为研究相应的评价核截面数据对热管冷却空间堆核设计产生的影响,以HP-SMTCs空间堆核设计为平台,选用不同来源、不同版本的评价核数据,对堆芯在不同构型下的临界安全进行了计算,对Re、Mo等耐高温材料的中子截面数据对空间堆核设计结果的影响进行了评价,比较了使用ENDF/B、JEFF、CENDL等常用评价库的核数据时的计算结果,对主要核素的截面数据进行了敏感性系数计算,并分析指出了未来空间堆发展对相关评价核数据的需求。     

反应堆辐照样品输送系统设计与实验研究

为实现反应堆辐照样品在堆内空间狭小、堆外远距离条件下快速输送,设计了钢丝绳卷筒加气动输送相结合的辐照样品输送系统。本文对辐照样品输送系统中的关键部件接样装置进行了结构设计描述,并对气动部分进行了理论计算。同时,为进一步验证设计方案,对该输送系统进行了实验研究。研究结果表明该输送系统在堆内空间狭小及堆外远距离的工况下应用具有一定的可行性。      

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展,研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题,即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究,分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

AP1000核主泵的优化设计及试验研究

根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数,建立了三维模型及对其内部流场进行了数值模拟计算,并用相似换算法,设计制造出对应的模型泵进行试验研究。结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合,由此可证明叶轮优化设计的正确性。     

基于混合遗传算法的稳压器优化设计

本文建立了电加热式稳压器容积及重量计算的数学模型,编制了相应的计算机程序,在此基础上,对稳压器容积及重量受一回路运行压力和反应堆冷却剂出口温度影响的敏感性进行了分析。在选取合理的优化变量及约束条件后,利用混合遗传算法对稳压器重量进行了优化设计,计算结果显示,与原方案相比,采用优化方案后稳压器重量减小了153%,优化效果显著。     

CERMET-SNRE堆芯物理计算分析

核火箭发动机功率高、寿命长、比冲大,在执行深空探测和星际航行任务时具有不可替代的优势。小型化是核火箭发动机的一个重要趋势,基于此提出了一种使用钨基金属陶瓷燃料的小型核火箭发动机（CERMET-SNRE）堆芯方案,并采用蒙特卡罗程序（MCNP）进行了精确建模,计算了相关物理参数。计算分析结果表明：CERMET-SNRE堆芯能谱硬,燃耗浅,后备反应性足够,功率分布合理,控制鼓与安全棒价值足够,发射掉落事故下有效增殖因数小于0.98,堆芯方案合理,满足设计要求。     

基于NSGA-Ⅱ算法的核反应堆功率LQG控制器设计

反应堆功率控制系统的设计与核电厂的安全性和经济性息息相关。为提高其功率控制性能,本研究以某压水堆核电厂为研究对象,建立了其非线性动态数学模型,推导了其状态空间模型;采用线性二次型高斯（LQG）最优控制方法,设计了堆芯功率控制器;进一步基于遗传算法NSGA-Ⅱ对LQR权重系数进行了多目标优化;将本文所设计的控制器与传统PID控制器进行了典型工况的仿真对比。结果表明,与传统PID控制器相比,基于NSGA-Ⅱ方法优化的LQG控制器不但响应快速、控制精度高、稳定性好,而且具有良好的鲁棒性,能获得更优越的堆芯功率控制效果。     

双螺旋结构电容式棒位测量传感器偏心性能研究

控制棒棒位测量传感器是低温核供热堆控制棒步进和落棒测量的关键设备,其精度和可靠性直接关系到反应堆的安全性。对于双螺旋结构电容式棒位测量传感器,完成了传感器静态特性实验,利用有限元分析方法建立了传感器的计算模型,模型计算结果与实验结果符合良好。在此基础上,采用有限元模型结合正交试验方法分析了极板张角、极板螺距、陶瓷管壁厚度等设计参数对传感器偏心性能的影响,获得了传感器设计参数的优化组合。研究结果表明,减小极板张角、增大极板螺距、增大陶瓷管壁厚度、减小陶瓷管相对介电常数有助于减小传感器偏心误差,由正交试验方法获得的参数组合能实现棒位测量不失步的要求。研究成果为双螺旋结构电容式棒位测量传感器的设计和优化奠定了基础。     

Multi-objective optimal design of vertical natural circulation steam generator

In this work, a hybrid non-dominated sorting genetic algorithm was proposed and utilized to perform the multi-objective optimization design of a natural circulation steam generator, which included minimizing of the weight, the volume and the reactor coolant flow-rate. Sensitivity analysis of the design variables was carried out to study the relationships between the optimization variables and the objective functions, which was also helpful for the explanation of the optimization results. The mathematical model of the steam generator was validated by the RELAP5 code. The results show that the mathematical model has a good agreement with the RELAP5 model after modifying the boiling correlation in the secondary side; the proposed hybrid non-dominated sorting genetic algorithm is able to find much better spread of solutions and better convergence near the true Pareto optimal front compared to the non-dominated sorting genetic algorithm; reactor inlet temperature is the most important variable which influences the distribution of Pareto optimal solutions.     

MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器分析及优化

空间核反应堆是空间核电源和核推进的研究基础,大功率核反应堆的体积和质量一直是限制航空航天设计的重要因素。针对这一问题,本文对MW级空间核反应堆系统热管式辐射散热器进行建模和分析,建立热管式辐射散热器的热阻模型,利用穷举法和遗传算法在给定工况下探讨裸碳纤维翅片长度L_f和厚度δ_f、冷却剂质量流量m、辐射散热器入口温度T_f1对散热器质量M的影响。结果表明,当T_f1＝800 K、L_f＝5 cm、δ_f＝0.16 mm、m＝9 kg/s时,M达到最优,为906.593 kg,优化了0.63%的系统质量。     

直接布雷顿循环气冷反应堆系统运行特性分析

基于Matlab/simulink程序，针对小型直接布雷顿循环反应堆系统，通过模块化思想建立该系统数学物理模型，开发了系统分析程序。通过改变反应堆、透平、压缩机、换热器等关键设备的运行参数或引入阶跃扰动，模拟了系统稳态工况与瞬态变工况运行，得到了关键设备功率、进出口压力、温度等关键参数的变化曲线。结果表明，系统分析程序对小型直接布雷顿循环反应堆系统稳态与瞬态运行特性的模拟结果较合理，能为小型直接布雷顿循环反应堆系统的设计、优化与安全分析提供依据。     

Reactivity control schemes for fast spectrum space nuclear reactors

Several reactivity control schemes are considered for future space nuclear reactor power systems. Each of these control schemes uses a combination of boron carbide absorbers and/or beryllium oxide reflectors to achieve sufficient reactivity swing to keep the reactor subcritical during launch and to provide sufficient excess reactivity to operate the reactor over its expected 7-15 year lifetime. The size and shape of the control system directly impacts the size and mass of the space reactor's reflector and shadow shield, leading to a tradeoff between reactivity swing and total system mass. This paper presents a trade study of drum, shutter, slat, and petal control schemes based on reactivity swing and mass effects for a representative fast-spectrum, gas-cooled reactor. For each control scheme, the dimensions and composition of the core are constant, and the reflector is sized to provide $5 of cold-clean excess reactivity with each configuration in its most reactive state. Reactivity insertion behavior is analyzed for each control scheme, along with the submersion behavior following a launch abort. The advantages and disadvantages of each configuration are discussed, along with optimization techniques and novel geometric approaches for each scheme.