核设施科学与技术

为了使堆芯的生命周期和效率最大化，找到最佳的负荷模式是至关重要的。在研究反应堆的情况下，装载模式也可以为辐照场的通量进行优化。因此，开发一种通用的内核加载优化方法是非常有价值的。本文采用改进的遗传算法(MGA)进行了通用多目标核重载模式优化。所开发的策略可用于研究和动力堆芯的约束优化。为了优化堆芯再装设计策略，将智能遗传算法与中国FDS团队开发的用于核反应堆物理计算的蒙特卡罗(MC)程序SuperMC耦合。最佳加载模式可以描述为具有最大的配置K._eff.以及给定燃料库存核心的最大热通量，同时考虑功率峰值因子等安全约束。巴基斯坦研究反应堆1号(PARR-1)的优化加载模式采用了考虑约束优化的实施策略，即最大化K._eff.或者在保持低功率峰值因子的同时最大热中子通量。已经观察到，发达的智能策略以合理的计算成本执行这些任务。

利用严重事故分析程序MELCOR，建立了船用反应堆小破口损失事故(SBLOCA)分析模型。分析了SBLOCA引起的一起严重事故中放射性核素的释放和迁移情况。对氢气源项释放量进行分析，氢气释放量最大为248.567 kg，氢气释放量占空气体积的比重小于4%。这样就不会有氢气爆炸事故的危险。主要研究了以Xe为代表的惰性气体、以CsI为代表的挥发性气体和以Ba为代表的非挥发性核素的释放、传输、保留和最终分布行为。结果表明，堆芯完全暴露，滞后510 s，核素的初始释放时间滞后1916 s。Xe在一次回路系统、安全壳和环境中的释放份额分别为0.013%、0.06%和32.71%。Ba分别占0.016%、0.0032%、3.28%，CsI分别占0.0145%、0.0012%、2.845%。

已经开发了一种用于从核电站分割大型金属部件的方法，以便使容器的数量最小化到凸起分段件中。Spherocylinder-type and rectangular prism-type objects are modeled in shapes, and equations to calculate heights, widths, lengths, or angles for segmentation and the number of pieces are derived using geometric theorems, with a hypothetical ‘virtual rectangle’ being introduced for simplification. Applicability of the new methodology is verified through case studies assuming that each segmented piece is packaged into a 200 L container, and a procedure for adjusting potential overestimation of the segmented pieces due to the virtual rectangle is proposed. The new approach results in fewer segmented pieces but more containers than an existing segmentation study using 3D modeling. It is demonstrated that the number of containers can be further reduced, however, if the generalized methodology is followed by 3D modeling. In addition, it is confirmed that the generalized approach is also applicable to a nonstandard shapes such as ellipsoidal shape but only under limited conditions. Sensitivity analyses are conducted by changing dimensions of the objects and container, which brings about an optimal dimension of container as well. The generalized approach would be utilized either alone in decommissioning planning to estimate waste from segmentation of large metal components or combined with 3D modeling to optimize segmentation operation.

在本文中，使用MCNP6码与ENDF / B-VII.1和ENDF / B-VIII库一起进行VVER-1000反应器的中性计算和VVER-1000反应器的核心分析。讨论了钍介绍对Vver-1000反应器的中性参数的影响。最初用富含富含氧化铀燃料的参考核心，然后用铀 - 钍燃料燃料。计算确定延迟中子分数β_eff.，温度反应性系数，燃料消耗，以及反应堆运行过程中超铀元素的生产。β_eff.多普勒系数(DC)与设计值基本一致。结果表明，含铀和钍的堆芯比含氧化铀的堆芯具有更低的延迟中子率。发现铀钍堆芯的慢化剂温度系数高于铀堆芯。结果表明，相对于铀基燃料UO产生的大量微量锕系元素(MAs)和超铀元素(主要是钚同位素)，钍的产量较低₂。

智能是一个系统集成的模块化反应器，其中具有365mW的热功率的核蒸汽供应系统包含在反应器容器内部。虽然概率非常低，但是当被动安全喷射系统和被动残留的散热系统都完全不可用时，反应器芯可以在小断漏冷却剂事故中损坏。在这项工作中，考虑到反应堆血管条件以及使用熔体代码的遏制条件变量，总共分析了五种情况。使用熔体代码，放射性去除罐和辅助容器喷雾系统的可用性。据估计，基于压力，摩尔级分和烧蚀深度没有容纳失败，从而考虑所有病例的设计泄漏，评估熔体中12类裂变产物的释放分数。通过腔漏系统的早期起始保持反应器容器的完整性的情况的整体源期术语与反应器容器失效壳体的完整性相似。虽然在放射性去除罐中没有水的情况下，分析了对环境的铯的释放分数增加，但是裂缝铯-137的放射性率足够小，而释放的铯-137的放射性仍然低于100次TBQ，则是一种调节极限。此外，发现如果辅助容纳喷雾系统可用，则可以将源期限成分。本研究的结果验证了在源期限的小休息丧失的冷却液的严重事故条件下智能的安全性能。

TAE技术的仿真研究表明，高谐波快波加热是一种很有前途的FRC等离子体核心电子加热方法。本研究主要介绍了基于橡树岭国家实验室(ORNL)电磁模拟结果的HHFW天线的机械设计和组装，可用的端口尺寸和天线安装位置的LAPD。与原方案相比，该天线在设计中也进行了优化。结果发现E.优化天线的场分布变为偶数，最大电场降低大约14％。在优化后，天线盒和FS上的电流减少，而最大值j密度从53.3 kA下降到14.5 kA。通过结构优化，提高了30 MHz端口的反射性能;的K._//频谱分布在单极相位(0,0,0,0)和偶极相位(0，π，0，π（0,90,270,180）比其他阶段。优化的天线可以获得最大值|K._//|光谱，达到峰|必威2490K._//| = 30^-1偶极相(0，π，0，π）。分析结果和装配策略可以为LAPD或其他磁孔融合装置的HHFW天线设计和制造提供有用的参考和指导。