随机球床模拟方法对氟盐冷却高温堆中子学参数的影响分析

氟盐冷却高温堆（FHR）采用氟盐冷却球形燃料元件,其中子物理计算面临双重不均匀性问题：燃料球在堆芯内的随机排布和包覆燃料颗粒在燃料球中的随机排布。此问题是该堆型设计中面临的主要挑战之一。本文基于MCNP程序和固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）模型完成了不同燃料球床与燃料球描述对关键中子学参数（如k_eff、堆芯能谱、控制棒价值和温度系数等）的影响分析。燃料球床描述使用随机序列添加（RSA）方法建立了随机球床模型与体心立方（BCC）结构的等效规则模型。包覆燃料颗粒描述则基于简立方（SC）等效模型利用MCNP程序中的URAN卡实现随机扰动。结果表明,包覆燃料颗粒随机分布的影响远小于燃料球随机分布的影响;尽管具有相同的总堆积密度,等效规则模型相比于随机球床模型会增加堆芯中子的泄漏,低估冷态满装载反应性约0.5%,高估控制棒价值约5%。     

中型高速电机柔性轴转子的动力特性研究

研究了不平衡磁拉力和滑动轴承动力特性对中型高速电机柔性轴转子的固有频率影响及额定转速下的动态响应问题，为中型高速电机轴的设计提供了可靠的计算方法和理论依据     

UO2芯块运输容器核临界安全分析

目的 在开展二氧化铀（UO₂）芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数（CSI）限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法 文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果 该案例的次临界限值（USL）为0.91974;UO₂芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.286 08,无限阵列货包的最大keff值为0.798 34。结论 UO₂芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.919 74,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。     

连续生产模式下的备件重要性等级评判模型

科学合理地确定备件重要性等级是确定其最佳存储量的重要前提。在深入分析备件重要性等级影响因素的基础上,从模糊数学和灰色理论的角度,提出了备件重要性等级评判的一种方法,并用实例验证了其科学性和可行性。     

基于FMECA的城市地铁火灾危险源辨识及风险防范

在基于FMECA方法和地铁火灾危险源识别的基础上,介绍了FMECA的工作原理和具体方法,选取成都地铁一号线车站FAS系统为研究对象,对地铁FAS系统的可靠性进行了风险分析,并提出相应改进措施：技术方面设计遵守国家规范和消防标准、制订备用方案、安装完成后进行功能性测试;制定规范的设备采购流程;运营管理时应建立FAS系统相应规程、建立健全消防安全管理制度等。     

Quantum Nonlinear Sigma Model with a Damping Term; Finite Temperature Renormalization Group Analysis

We study the behavior of the finite temperature quantum nonlinear sigma model in two dimensions in the presence of the damping of the formf (|θ _n |) = γ|ω _n |^α, whereα satisfiesα ≥ 1. The analytical calculations will be performed usingα=2 and the results will be compared with the standard results obtained for the standard quantum nonlinear sigma model. The behavior of such a system is connected with the pseudogap which appears in the normal state of the cuprate superconductors.     

基于自组织临界理论的南方电网停电事故宏观规律研究

采用自组织临界理论研究了中国南方电网发生事故的宏观规律,初步证明中国南方电网具有自组织临界性(SOC)的一些重要性质。一方面,利用变尺度(R/S)分析方法对比分析了北美和中国南方电网的事故符合幂次定律及其发展趋势,同时表明Hurst指数代表的事故发展趋势符合2个电网的实际情况;另一方面,以海南电网为研究对象,建立了模拟电力系统连锁故障的最优潮流方法(OPA)模型,并进行了数值模拟研究,揭示了其SOC特征。     

239Pu的积分检验

介绍了10个钚金属快临界基准实验和5个钚溶液热临界基准实验的239Pu的积分检验.检验工作中的239Pu来自评价库ENDF/B-Ⅶ和CENDL-3.积分检验计算采用连续能级蒙特卡罗(M-C)程序MCNP5.基准检验结果表明,对10个快装置而言,与ENDFBV-Ⅱ库的239Pu相比,CENDL-3的239Pu给出了较好的keff值,两库的中心裂变率的计算结果是接近的.然而,对5个钚溶液热临界基准装置而言,基于CENDL-3的keff值的计算结果平均高于实验值O.37%,ENDF/B-Ⅶ的计算结果与实验值符合得稍好于CENDL-3的结果,表明CENDL-3的239Pu的俘获截面有待于进一步的改进.     

最小核临界事故源项分析

文章提出最小核临界事故源项的分析模型,并给出了相关计算方法,利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下,发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比,结果符合良好。     

Analyses of used BWR fuel assay data with the integrated burnup code system SWAT4.0

Criticality safety of the fuel debris from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant is one of the most important issues, and the adoption of burnup credit is desired for criticality safety evaluation. To adopt the burnup credit, validation of the burnup calculation codes is required. Assay data of the used nuclear fuel irradiated by the Fukushima Daini Nuclear Power Plant Unit 2 are evaluated to validate the SWAT4.0 code for solving the BWR fuel burnup problem. The calculation results revealed that the number densities of many heavy nuclides and fission products show good agreement with the experimental data, except for those of ²³⁷Np, ²³⁸Pu, and samarium isotopes. These differences were considered to originate from inappropriate assumption of void fraction. Our results implied overestimation of the (n, γ) cross-section of ²³⁷Np in JENDL-4.0. The Calculation/Experiment – 1 (C/E–1) value did not depend on the type of fuel rod (UO₂ or UO₂–Gd₂O₃), which was similar to the case of PWR fuel. The differences in the number densities of ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ¹⁴⁹Sm, and ¹⁵¹Sm have a large impact on k_eff. However, the reactivity uncertainty related to the burnup analysis was less than 3%. These results indicate that SWAT4.0 appropriately analyzes the isotopic composition of BWR fuel, and it has sufficient accuracy to be adopted in the burnup credit evaluation of fuel debris.