不连续问题的无网格分域算法

提出一种无网格方法中采用分域的思想处理材料和位移不连续问题的方法。该方法将求解域沿不连续面进行分域,通过使用两种转换矩阵使子域交界面上的位移连续性得到满足;采用分块矩阵法计算转换后的刚度矩阵,所得刚度矩阵仍具有稀疏、带状性。可采用与有限元耦合的方式施加本质边界条件。编制了该算法的计算程序,通过对材料不连续悬臂梁弯曲问题的分析和单边裂纹板裂纹张开位移的计算,验证了该算法的正确性和有效性。     

高温热管耦合热声发电机运行特性试验研究

高可靠性与高能量密度的动力推进电源是空间与海洋探索载体的核心关键部件。该文针对高温热管耦合动态热电转换装置开展了高温钠热管集成热声发电机运行特性的试验研究，实现了热电能量的传递与转换，掌握了高温热管与热声发电机耦合启动的关键技术，在稳态运行工况下获得了不同输入功率的热管-热声发电机系统耦合运行特性。随着输入功率的提升，热声发电机的输出电参数变大，热电转化效率从16.60%提升至19.00%。在长期运行测试中，在输入功率为1 900 W条件下，输出功率约360 W,热电转换效率约19.00%,热管与热声发电机耦合系统性能稳定。在极限运行测试中，输入功率为2 300 W时，输出功率为463 W,热电转换效率为20.13%。该研究验证了热管反应堆与热声发电机耦合集成能量转换原理的可行性，可为后续开展基于热管堆的空间和海洋载体核动力原型设计提供试验数据支撑。     

反应堆堆内构件流体激振力的数值模型研究

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究。获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度（PSD）特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性。结果表明,大涡模拟（LES）模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷。     

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

长寿期小型压水堆需要更合适的可燃毒物进行反应性控制来延长堆芯寿期,针对这一需要开展了压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究,从可燃毒物的消耗与燃耗过程匹配的角度出发,选择了B、Gd、Ho、Sm、Dy、Er、Gd、Eu作为研究对象,使用基于确定论的组件计算程序Dragon对这些核素进行燃耗特性研究。计算结果表明可燃毒物Eu、Er适合作为候选可燃毒物开展下一步研究。     

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与 初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2. 1耦合的三维停堆剂量计算程序M OCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与Super MC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与Super MC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。     

压水堆燃料组件流致振动关键技术研发及应用

燃料棒包壳磨损是燃料组件设计中最关注的现象,流致振动引起的燃料棒与格架间的微动磨损是造成燃料棒失效的一个重要原因.采用理论分析、数值模拟与程序开发相结合的方式,完成了压水堆燃料组件流致振动及其诱发的微动磨损的分析评价方法与关键技术研发.首先,基于有限元方法建立燃料棒—格架支撑相互作用的振动分析模型,获得了燃料棒的动态特性,并为专用分析程序提供关键输入参数;其次,利用随机振动理论,从经受湍流作用的薄圆柱体振动响应的理论分析出发,针对湍流激励、流弹失稳和漩涡脱落3种流致振动机理,建立了燃料棒振动响应的理论模型,基于振动分析得到的响应和ARCHARD公式,建立了燃料棒的微动磨损分析模型,并开发了专用程序;最后,完成了燃料棒流致振动及微动磨损的工程应用,形成了一套评价压水堆燃料棒流致振动与微动磨损行为的分析方法与分析工具.     

安注过程蒸汽直接接触冷凝的数值模拟

压水反应堆发生失水事故（LOCA）时，应急堆芯冷却系统（ECCS）将过冷的安注水注入到冷管段中，安注水与管道中的蒸汽发生直接接触冷凝，导致温度波动及压力振荡。选用流体体积分数模型、大涡湍流模型和双阻力冷凝模型，在FLUENT平台上对饱和蒸汽与安注水直接接触冷凝过程进行数值模拟，获得直接接触冷凝过程中温度场和压力场的变化情况。结果表明，冷凝主要发生在汽液界面附近，主管内蒸汽流量的增加能够阻止安注水回流现象发生。     

作为研究设计工具的数字化反应堆

数字化技术的快速发展变革了相关行业原有的发展模式,推动了相关行业的进步,而核行业目前对数字化技术的应用尚未达成有效共识及形成系统化.针对数字化技术在核工程领域的应用,简要介绍了国内外相关行业领域数字化技术发展现状,重点阐述了数字化反应堆技术在核反应堆研究设计中的应用研究情况及未来的研发实施构想.研究表明:灵活可扩展的数字化基础平台框架、基于系统工程的三维协同设计和设计验证系统、基于知识工程的大数据管理是数字化反应堆技术作为反应堆研究设计工具的重要研究内容,可为后续数字化技术在核反应堆研究设计中的应用提供顶层思路的构建参考.     

基于攻击树的核电厂DCS系统信息安全脆弱性分析

随着计算机在核电仪控系统中的广泛运用,其信息安全问题受到越来越大的挑战.提出一种基于攻击树的核电仪控系统信息安全脆弱性分析方法,旨在对系统信息安全脆弱性进行量化分析.该方法首先给叶节点赋予三个不同属性,然后采用模糊层次分析法计算各攻击事件属性的权值.最后计算出叶节点、根节点及攻击路径发生概率.实际案例分析表明:计算得出的结果即给出了各节点和攻击路径发生的概率,还指出了攻击者最有可能采取的攻击路径,证明了该方法是合理可行的.基于攻击树的核电仪控系统信息安全脆弱性分析方法对系统管理者建设防御措施有积极的指导意义.