大亚湾核电站首炉装载的遗传算法优化

建立了压水堆堆芯燃料组件布置和可燃毒物配置优化的数学模型,采用基于位置的遗传操作算子,完成遗传算法程序编制,并和先进Green函数节块法程序(NNGFM)构成一个完整的堆芯燃料管理程序。分别以循环长度、功率峰因子和卸料燃耗为目标函数,应用遗传算法对大亚湾核电站首炉装载进行优化。结果表明,在不改变原有的富集度和随机初值情况下,与参考方案相比,各个优化方案都有明显的改善。满功率运行循环长度最大化能延长8d左右,卸料燃耗最大化的出炉燃耗加深0.640GWd.t-1左右,功率峰因子最小化使得功率峰因子从参考值的1.250降低到1.236。     

混合遗传算法在压水堆换料优化中的应用

针对遗传算法和禁忌搜索算法的优点与缺陷，提出了遗传算法与禁忌搜索算法相结合的混合优化算法．该混合优化算法结合了遗传算法在全局搜索上的优点和禁忌搜索算法在局部搜索方面的优点，与标准遗传算法相比，在搜索能力和收敛速度上都有较大提高．为验证其优越性，使用国际原子能机构IAEA公布的Kalinin5核电厂WWER-1000型堆芯第二循环换料基准题以及秦山第六循环堆芯换料问题进行了优化计算比较与校验．结果表明，遗传算法和禁忌搜索相结合的混合优化算法比单独使用遗传算法能够获得更好的堆芯布置方案，获得了更大的适应值，循环寿期增加了20d，并且收敛速度也有所提高．     

NHR-10堆芯的改进设计

介绍了 NHR- 10组件内钆可燃毒物配置、堆芯燃料组件布置和换料方案的改进设计。通过调整钆可燃毒物根数和质量分数来改善堆芯有效增殖因子 (Keff)随燃耗变化的特性 ,采用堆芯燃料组件非均匀布置来降低堆芯功率峰因子(Fxyz) ,采用 1/ 2换料方案使得每炉换料周期比较接近 ,并给出了改进设计结果。TRANP和 NNGFM程序计算结果表明 :改进设计后 ,Fxyz从 2 .997降到 2 .2 2 1,运行中的最大Keff从 1.0 5 6降到 1.0 37,Keff随燃耗的变化特性得到了很大改善 ,换料周期除第一个周期为 2 2 5 0 d外 ,后面的周期稳定在 175 0 d,更加符合工程需要。     

模拟退火算法优化堆H芯设计

在反应堆物理设计中,为了展平堆芯功率、提高核燃料利用率和降低运行成本,必须对堆芯燃料管理作优化设计.该文着重介绍了模拟退火算法,针对优化堆芯物理设计提出了优化目标函数和罚函数,采用罚函数处理的方法进行模拟退火算法,对NHR-200反应堆作了实例计算,使首炉循环未的有效增殖因子Keff提高了2.5%,展平了功率分布,得到了令人满意的结果.     

三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯初步设计

在 "启明星-1"实验装置的设计基础上,设计了三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯的布置方案,计算并比较了三束流驱动和单束流驱动ADS次临界堆内径向与轴向中子通量密度分布.结果表明,三束流驱动ADS的次临界反应堆的布置方案通过调整源点位置能降低堆内轴向功率形状因子,能够有效的展平堆内功率径向分布.     

模拟退火算法优化堆芯设计

在反应堆物理设计中 ,为了展平堆芯功率、提高核燃料利用率和降低运行成本 ,必须对堆芯燃料管理作优化设计。该文着重介绍了模拟退火算法 ,针对优化堆芯物理设计提出了优化目标函数和罚函数 ,采用罚函数处理的方法进行模拟退火算法 ,对 NHR- 2 0 0反应堆作了实例计算 ,使首炉循环末的有效增殖因子 Keff提高了 2 .5 % ,展平了功率分布 ,得到了令人满意的结果     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

核供热堆换料优化设计研究

为了更加充分利用核燃料,在一定的初始燃料富集度和合理地展平功率分布的条件下,达到高燃耗,必须对核供热堆的初装堆芯和换料方式作优化设计,以便实现在给定工况下核燃料循环的最优化和降低燃料成本。叙述了换料优化设计的步骤和倒换料规则,并对低泄漏堆芯和传统的外内装载方式进行了换料优化设计,得到了可供工程设计参考的一种换料优化方案,该方案可提高循环末组件燃耗、降低整个循环过程中的最大功率峰因子。     

径向步进倒料行波堆的渐近态特性研究

基于行波堆的原理提出了径向步进倒料行波堆的概念,并将其与典型钠冷快堆的设计相结合,采用数值方法对由外向内的径向步进行波堆渐近稳态特性进行了研究。计算结果表明:渐近keff随倒料周期近似呈抛物线型分布,而渐近燃耗呈线性增长,满足临界条件的倒料周期中最大燃耗可达到53 at%;堆芯功率峰随着倒料周期的增长,从燃料卸出区(堆芯中心)向燃料导入区(堆芯外围)移动,功率峰因子随倒料周期先快速降低,后缓慢降低达到稳定。     

多循环堆芯燃料管理优化方法

为了更有效地提高核燃料的利用率,降低核反应堆的运行成本,不仅要研究单循环堆芯燃料管理优化问题,还必须研究多循环优化问题。在回顾现有单循环优化方法的基础上,叙述了一种处理多循环优化问题的方法。利用分步决策的优化策略,多循环优化可以分解为一个两步优化问题。第一步简化多循环优化,使用简化的反应堆物理模型对连续多个循环进行计算,获得每个单循环的优化目标。第二步按照第一步得到的目标进行单循环优化,最终得到各循环最优的组件布置。该方法可以达到延长循环工作期,提高卸料燃耗深度,降低功率峰因子等优化目标。     

非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析

对用于新型压水堆非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析．该系统利用3个相互耦合回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出．在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型，并编制程序对模型进行了数值求解，模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性．计算分析了冷热芯位差和余热交换器换热面积对系统特性的影响．结果表明，各参数的变化趋势是合理的．冷热芯位差和余热交换器换热面积越大，对系统越有利．     

压水堆堆芯安全分析程序实时仿真的分析研究

在微机的运行环境下，明确了实时仿真在堆芯安全分析背景下的概念与意义，通过对目前实时仿真工作现状和基本途径的分析，选择并组合成熟安全分析程序中所用过的数学模型，编制了一套操作和 压水堆堆芯安全分析程序，具体实施了单区堆芯的高精度实时仿真，研究了３区６节点堆芯的高精度实时仿真过程的实现问题，指出了堆芯实时仿真的特点、方式及未来前景。     

RELAP5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果

先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性，评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的，用RELAP5／MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析，通过计算结果与实验结果的比较，初步评价了RELAP5／MOD3.2程序的计算能力。     

Development and Application of Maintenance Template in Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant

Good practices of maintenance optimization in nuclear power field need to be effectively consolidated and inherited,and maintenance optimization can provide technology support to create a long-term reliable and economic operation for nuclear power plants( NPPs) especially for a large number of nuclear powers under construction. Based on the development and application of maintenance template in developed countries,and combining with reliability-centered maintenance( RCM) analysis results and maintenance experience data over the past ten years in domestic NPPs, the development process of maintenance template was presented for Chinese pressurized water reactor( PWR) NPP,and the application of maintenance template to maintenance program development and maintenance optimization combined with cases were demonstrated. A shortcut was provided for improving the efficiency of maintenance optimization in domestic PWR NPP,and help to realize a safe,reliable,and economic operation for domestic NPPs.     

提高压水堆循环热效率的方案设计

针对高温气冷堆能量利用率低的问题,提出了一种提高高温气冷堆能量利用效率的方案,并运用以热力学第一定律为基础的效率法对压水堆核电站热力系统进行建模,分析了该方案的可行性及对压水堆核电厂热力系统和高温气冷堆能量利用率的影响.通过分析给出了最佳运行参数范围.计算结果表明:采用该方案可以有效提高高温气冷堆的能量利用效率,并且可以从多角度改善压水堆核电厂的运行.     

新型压水堆自然循环特性计算分析

针对新型压水堆的结构特点，在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上，建立了描述其稳态自然循环特性的数学模型．模型对新型压水堆在稳态自然循环过程中可能出现的流动形式和换热状态进行了充分考虑．通过数值迭代求解该模型，对新型压水堆的自然循环特性进行了理论分析．计算结果表明：反应堆自然循环流量随堆芯功率的增加而增加，并且是堆芯功率的指数函数；在不同蒸汽压力下，反应堆的自然循环流量不同，且随蒸汽压力的增加而增加．冷热芯位差越大，反应堆自然循环能力越大．该研究对我国新型压水堆的概念设计提供了重要的理论依据．     

双气室缓冲气囊多学科设计优化

针对某型着落装备着落工况的一种双气室新型缓冲气囊,基于ISIGHT多学科设计优化平台和HYPERMESH,LS-DYNA有限元分析软件以及FORTRAN语言编写的程序,通过组合优化策略对双气室缓冲气囊进行了多学科设计研究.以气囊体积为优化目标,以上气室的高度、初始充气压力和下气室的高度、初始冲气压力、排气压力、排气孔面积、气囊底面积、着落装备过载和最小离地距离等多学科要求同时为约束条件进行了设计优化.结果表明:通过多学科设计优化,在着落装备过载和最小离地距离满足设计要求的同时,气囊体积达到了最小,减小设计周期和减少试验次数,降低研制成本.     

CASTA-1:水堆全堆芯和子通道三维两流体瞬态分析程序

本文给出了用于核反应堆堆芯热工水力瞬态分析的两流体模型。该模型分别列出每一相的质量、动量和能量差分守恒方程，不需要两相有相同的速度和温度。按该模型编制的ＣＡＳＴＡ－１程序能求解直角座标系的三维方程组。该程序允许选择堆芯顶部和底部的压力或速度边界条件的任意组合。由于该程序还考虑了测边界条件的处理，因此它不仅能用于全堆芯分析，还能用于子通道分析。文中还给出了压水堆和沸水堆堆芯计算实例的比较。     

核反应堆控制棒水压驱动技术

介绍了控制棒水压驱动系统的技术方案、工作原理、技术效果和安全特性。在对清华大学发明的水力驱动控制棒系统深入研究的基础上,结合商用压水堆磁力提升器的优点,开发一种新型内置式控制棒驱动技术。该驱动技术解决了磁力提升器把驱动机构置于核反应堆压力壳外的缺点,但保留了抓式机构驱动的优点;解决了水力驱动控制棒系统动压驱动因工况变化而引起的驱动特性的复杂性的缺点,继承了内置式控制棒驱动机构不贯穿压力壳、传动线短、避免了弹棒事故等优点。该驱动技术主要应用于一体化布置核反应堆,可以推广到其他研究堆。     

一种基于代码隔离的大程序迭代编译优化方法

提出了一种轻权的大程序优化方法--基于代码隔离的迭代编译优化方法，并采用该方法对程序的性能进行测试，结合代码隔离技术，从大程序中分离若干以循环结构为主、性能不相关或相关度较低的核心代码片断，逐个对其进行迭代编译优化搜索，进而更加有效地优化核心代码段.结果表明，所提出的方法可以提高整个程序的性能，可将一个高维的优化空间转换为多个低维优化空间而降低迭代编译的优化开销，是一种易于实现且适合通用代码迭代编译的大程序优化方法.