火星表面核反应堆电源方案研究

火星作为地球的近邻,一直是人类进行深空探测和开发的首选目标。登陆火星、建立火星基地并开发利用火星资源首先需解决电力供给问题,核反应堆电源具有功率大、寿命长、环境适应性强等优点,是火星基地及其他深空探测任务的理想能源。通过分析目前可用于火星基地的能源情况,针对性地提出了40 kWe火星表面核反应堆电源的总体方案,并从物理、安全、屏蔽、热工以及结构方面对电源方案进行了分析和论证。结果表明：该电源方案合理可行,能满足安全和寿期要求。     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题,提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件,并结合火星表面环境情况,计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明,火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用,火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用,影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时,火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中,采用相对密度为0.9的土壤进行回填时,距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

兆瓦级热管核反应堆屏蔽方案设计研究

无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源,为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆（Silent Unmanned Portable Reactor,UPR-s）设计方案。为保证舱体辐射安全,对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先,对整个系统及屏蔽体的布局进行初步设计,并分别计算了反应堆满功率运行和停堆情况下的源项参数;其次,给出几种备选屏蔽材料;接着,利用确定论中子-光子屏蔽计算软件NECP-Hydra分别针对初始模型布置选型、复合式屏蔽布置选型及阴影屏蔽布置方案等进行计算分析,主要对安全平面处的累计快中子注量、光子剂量,以及停堆后的源强进行了分析;最终,基于数值分析结果,提出了满足要求的屏蔽优化方案,其安全平面处的累积快中子注量、光子剂量、屏蔽重量等关键参数均满足设计限值。     

百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究

屏蔽体尺寸和重量对空间核反应堆和核动力航天器性能有着重要影响,因而屏蔽设计优化是空间核动力系统设计的关键。本文以JIMO项目反应堆为对象,在铍-碳化硼-钨-氢化锂分层组合屏蔽方案的基础上,考虑到辐照剂量的径向分布,采用蒙特卡罗方法计算了负载处辐照剂量和氢化锂中子剂量,分析了屏蔽设计原理,并提出了分步优化方法以实现屏蔽优化。根据结果分析,调整了铍和碳化硼的厚度比例、钨半径及布置位置,获得了优化的屏蔽方案,在满足屏蔽要求的基础上质量减少了98.41 kg。提出的屏蔽方案及设计流程可为空间核电源屏蔽设计优化提供参考。     

火星表面用裂变反应堆HOMER-15的设计

低功率月球或火星表面系统可能成为在空间应用裂变反应堆最易走的“第一步”。[编者按]     

屏蔽电机设计性能的参数效应分析

本文基于第三代反应堆AP1000所用屏蔽式主循环泵的相关参数及电机设计手册,研究了屏蔽电机的概念设计,并对其性能受部分设计参数影响的敏感性进行了分析。分析结果可为电机设计提供参考,为电机优化提供帮助。     

TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽优化措施影响分析

空间核反应堆辐射屏蔽可减弱中子与γ光子通量对仪器设备的辐照,温度是影响辐射屏蔽性能的重要因素。利用Fluent软件对TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源辐射屏蔽在真空环境下的换热行为进行了数值模拟,提出了优化措施,并揭示了优化措施对其温度场的影响和其温度分布特性。研究结果表明：冷却剂管道及其管槽表面喷涂低发射率的涂层具有均匀辐射屏蔽温度场和降低其温度峰值的效果,最优化参数为管道表面涂层的发射率为0.1～0.3、管槽表面涂层的发射率为0.1,且管道表面喷涂低发射率涂层效果要优于管槽;在冷却剂管道、管槽间添加单层表面发射率为0.04～0.07的真空遮热板也可使辐射屏蔽温度场与温度峰值处于最优状态。     

屏蔽混凝土性能试验

采用普通硅酸盐水泥及我国生产的粗、细骨料配制屏蔽混凝土试样,用正交设计试验方法和回归分析方法,研究用水量、砂率、水灰比对屏蔽混凝土性能的影响,以及与普通混凝土性能差异.试验表明,抗压强度随水灰比的增大而减小,呈现线性关系,影响最显著;其次是骨料的种类;龄期对屏蔽混凝土密度值影响不明显.各影响因素对屏蔽γ射线的屏蔽混凝土的密度、坍落度和抗压强度的影响及其变化规律,与对屏蔽中子射线的有相似之处.屏蔽混凝土与普通混凝土的力学性能变化规律相同.     

基于遗传算法的核反应堆辐射屏蔽优化方法研究

基于遗传算法,对核反应堆辐射屏蔽设计的单设计目标和多设计目标优化问题展开了研究。基于"萨瓦娜"号核动力船辐射屏蔽问题的测试,验证了单设计目标和多设计目标辐射屏蔽优化设计方法的有效性和正确性,为未来核反应堆的辐射屏蔽的优化设计提供新的技术手段。     

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。     

Nuclear Performance of Two-Phase Flow Cooling D-T Fusion Reactor Blankets

The aim of the present paper is to analyze the nuclear performance of a typical D-T fusion reactor blanket cooled by two-phase flow, and, in particular, the dependence of tritium breeding ratio (TBR), nuclear heating and neutron (energy) leakage on design variations such as the volume fraction γ occupied by coolant materials.

The value of γ plays a central role in determining the nuclear performance of the blanket considered. The TBR and nuclear heating decrease with decreasing γ while the inverse trend is found for the leakage from the blanket. To obtain the TBR greater than unity would require γ at least 30%. The feasibility of the two-phase flow cooling concept for D-T reactor blankets is contigent upon finding the way of taking advantage of the many good features associated with the flow, even at such γ.     

核反应堆退役初期辐射特性的探讨

本文根据IAEA要求的可接受标准、基本原理和反应堆退役一般的处理方法．对反应堆退役过程中的一些问题进行讨论，并给出了一个初步的放射性总量估算方法．并与实际值进行分析比较，对核设施退役过程中的辐射特性进行了初步的探讨。     

核裂变产物对地表环境Ba同位素体系的影响

近年来,钡(Ba)同位素研究在地表生态环境领域的应用越来越广泛。然而,上世纪的核试验和核事故泄露在地表环境中释放了大量含有人工核素Ba的裂变产物,它们可能会改变地表自然样品的Ba同位素特征,从而不利于Ba同位素研究在该领域的发展和应用,因此需要评估其影响程度。本文根据Ba同位素最新研究进展和国际上已发表的数据,总结不同地表储库中Ba同位素的分布特征,利用核裂变理论计算核试验裂变产物的Ba同位素组成及裂变成因Ba的加入对环境样品Ba同位素组成的改变程度。结果显示,自然样品加入占其Ba含量0.01%的裂变成因Ba,能显著改变它的Ba同位素组成,因此需要引起重视。此外,基于计算结果发现,同时测量样品δ^137/134Ba和δ^138/134Ba值,根据其异常特征可以有效地排除受到沾染的样品。     

5 MW 低温供热堆挤水器作用的数值分析

用三维CFD软件PHOENICS－3．3计算了取消挤水器后5MW低温供热堆（NHR－5）的稳态及非对称运行瞬态工况。分析研究了挤水器的设置在稳态及非对称瞬态工况下对一回路系统的影响，研究结果表明：设立挤水器对对称稳态工况影响不大，对非对称稳态及瞬态工况有较大影响。     

空间核反应堆电源用核燃料研制进展

核燃料是空间核反应堆电源的主要材料之一,由于空间核反应堆电源的运行条件明显有别于地面反应堆,空间核反应堆电源用核燃料的类型和技术要求也明显不同于地面反应堆。国际上空间核反应堆电源用核燃料研制取得了长足的进展,多种核燃料材料在工程应用中得到了检验,并在持续开发新型核燃料。我国在亚化学计量二氧化铀芯块、铀钼合金、铀氢锆合金、碳化铀芯块、氮化铀芯块等多种具备在空间堆中应用的燃料材料上开展了一定的研究,并掌握了部分材料性能数据。本文就上述内容展开论述,同时针对与国际相应领域明显落后的实际情况,提出了我国后续核燃料研究的初步设想。     

MOX燃料组件装入现役M310堆芯对堆芯核设计的影响研究

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆芯燃料管理方案,并对使用MOX燃料组件的堆芯的部分中子学参数进行了初步分析。结果表明:使用30%的MOX燃料组件的堆芯可达到与全UO2堆芯相当的循环长度;堆芯反应性控制能力可满足要求;慢化剂温度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、氙和钐的动态特性均趋向使堆芯运行更加安全和稳定。本文的研究结果可为MOX燃料在M310堆芯中应用的进一步研究提供参考。     

次临界能源堆安全性研究

次临界能源堆由中心的托卡马克装置和围绕其的裂变包层组成。本文根据物理和热工专业分析计算得出的一种针对其裂变包层的燃料和冷却剂通道布置方式,分析设计的包层结构安全性和工程应用中的安全性。包层结构安全性分析使用CFD方法,计算了正常运行工况和冷却剂通道堵管的情况,得到堵管发生后包层的局部状况。通过RELAP程序模拟了裂变包层参与核电厂发电运行过程中,其本身所具有的固有安全性。本文通过计算发现了其安全上的薄弱环节,并提出了改进措施,为以后改进次临界能源堆安全性提供参考。