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[硕士论文] 胡天宇
核技术及应用 成都理工大学 2018(学位年度)
摘要:基于电子行业集成化、模块化的有效进展,仪器的小型紧凑也成为趋势。伽马能谱仪在体积上缩小能够减轻工作人员尤其是环境辐射检测人员的负重,为高效工作助力。目前常见的便携式伽马能谱仪主要应用碘化钠闪烁体探测器,但碘化钠闪烁体的能量分辨率较差,对射线能谱的分辨能力和核素识别能力较弱。针对当前传统伽马能谱仪在实际应用中体积过大不方便携带、数据不能及时传输等不足。本文从提高探测效率、缩小仪器体积、低功耗设计、方便实时测量与观察能谱等方面研制更适用于携带的紧凑型伽马能谱仪。该论文来源于国家重点研发计划项目“高分辨率航空伽玛能谱测量及机载成像光谱测量技术”(课题编号:2017YFC0602100)和国家自然科学基金项目“核脉冲信号链的数学构建与高速实时数字重构技术研究”(课题编号:41474159)。本文研制的紧凑型伽马能谱仪主要研究内容和成果如下:
  1、探头设计:在便携式伽马能谱仪调研基础上,开展一种紧凑型伽马能谱仪的设计,选用新型无机闪烁体溴化铈代替传统碘化钠闪烁体,提高探测器能量分辨能力;采用硅光电倍增管代替传统真空光电倍增管,缩小探测器体积,其不到30V的偏置电源,显著降低了电源功耗,同时还增加了耐冲击力和抗磁场干扰能力。
  2、硬件设计:设计了模拟电路的快、慢两个通道的滤波成形与微分成形电路,慢通道实现滤波展宽与降噪,快通道用于实现脉冲整形与粒子事件到达时刻信息提取;采用8Msps模数转换器与STM32微控制器实现对于核脉冲信号的峰值采样与估计,从而实现了一款低功耗小体积一体化的多道脉冲幅度分析器。
  3、软件设计:软件设计包括探测器控制端的数据传输、存储与发送部分和手持端的数据接收与计算、显示部分。探测器控制端采用STM32的DMA通道方式传输外部8Msps并行ADC采集来的数据,让微控制器的CPU将数据采集传输工作托管给DMA控制器,大大降低了对于CPU的时间占用,提高了系统响应时间与工作效率。能谱仪采用微功耗Wi-Fi芯片实现与手机的数据通信,开发了安卓手机APP,实现方便快捷的实时能谱观测、剂量当量和核素识别的功能,实现良好的人机交互。
  4、整机结构:采用小尺寸探测器、紧凑的电路板设计、纽扣电池和小型Wi-Fi模块,实现紧凑型伽马能谱仪的小体积,达到ψ31.4mm×72.5mm,整机重量92.6g。同时从硬件低功耗器件的选择到软件采取省电模式等多方面实现紧凑型伽马能谱仪的低功耗,整机功耗仅为296.57mW。
  5、整机测试及功能特点:经测试,紧凑型伽马能谱仪能量分辨率达到5.2%(137Cs662keV能量伽马射线),具有能谱测量、剂量当量率显示、核素识别的功能,同时在功耗的降低和体积的减小方面做到了较大程度的提升,方便人机交互,取得较为理想的效果达成设计初衷。
[硕士论文] 张琦
核能与核技术工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:硼酸控制是压水堆反应性控制重要部分,在启堆初期燃料组件剩余反应性较大,一回路的硼酸可补偿堆芯剩余反应性;堆芯应急冷却中安注水箱将含有高浓度硼酸的冷却剂注入压力容器淹没堆芯并引入负反应性。主回路内硼酸浓度分布直接关系到堆芯燃料组件的安全:堆芯供冷不足产生将导致一回路硼浓度重新分布,冷段附近管路内形成低浓度稀释水团。稀释水团进入堆芯流道后可致燃料组件临界和功率峰偏离,高硼冷却剂与稀释水团在环形下降段和下腔室的混合过程是事故条件下的安全分析的重要内容。
  本文采用平面激光诱导荧光法分析硼稀释问题,该方法可在不影响流体流动的情况下获得精度较高的二维浓度分布。对湍流扩散布朗运动项占比的分析表明,激光染色剂罗丹明B可模拟硼酸分子的输运过程。实验本体材料为聚甲基丙烯酸甲脂,对532nm激光透视率超过80%;压力容器模型设计参考典型三代压水堆多回路设计,增设双层流量分配孔板保证与原型压力容器内的流动特性一致。对实验过程的误差分析显示,浓度测量不确定性为6.08%。
  根据课题背景,实验分为流动实验和安注实验两部分:流动实验以主泵恢复工作为前提分析稀释水团与含硼冷却剂在封闭一回路中的混合过程,分别进行了单回路和双回路流动实验;安注实验以外部应急水源进入一回路为前提,通过添加蔗糖的形成密度差,分析密度差条件下安注水与稀释水团的交混机理。实验结果表明:含硼溶液进入环形下降段后并非直接沿横截面流动,而是沿周向位置扩散,水平方向动能衰减后扩散方式过渡为竖直方向的沉降;入口雷诺数突破临界范围后,入口染色剂水平方向动能尚未完全衰减就已经充满了整个环腔;引入密度差后交混机理发生改变,安注蔗糖溶液受质量力作用迅速沉降并占据整个下腔室,随后部分流体在周向位置较大的区域沿重力反方向形成逆流;弗劳德数高于一定范围后注流密度较大,质量力作用居于主导地位并形成浓度分层。
  通过FLUENT对硼稀释问题展开数值模拟分析,数值模拟结果经实验数据验证,可准确反映压力容器内流动混合特性。三维流线图显示硼酸溶液进入压力容器后在环腔内壁发生剧烈碰撞,随之呈放射状散开并获得多维度的速度矢量;横截面的速度矢量图显示入口流体沿周向位置扩散,并伴随着速度衰减。通过数值模拟获得了整个环腔内的浓度分布,其浓度扩散趋势与实验结果相一致。
  结合实验数据对热工水力分析程序RELAP5的硼输运模块进行适用性评价。以压力容器可视化本体为基础建立模型,包括入口管段和环形下降段,并考虑了重力影响。通过对比计算结果与实验得到的归一化浓度发现,多通道环形下降段模型更适用于硼酸输运的分析中;当前RELAP5硼模块中,增加硼酸浓度不会影响其流动和交混特性。
[硕士论文] 宁爽
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:在当今的世界能源格局中,核能占有非常重要的地位,但由于核能资源的特殊性,其安全性和经济性成为了新一代堆芯设计的重要研究方向。球床高温气冷堆(pebble-bed high temperature gas cooled reactor)是采用球形燃料元件的高温气冷堆。规则排列球床模块堆是燃料球以规则方式堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计,与随机床相比换热性能更佳,应用前景十分广阔。开展针对球床内流体流动和换热特性的研究,对球床高温气冷堆的优化和球床计算方法的完善以及其它相关研究都有重要意义。
  本文采用CFD数值模拟计算方法,使用STAR-CCM+进行建模及网格划分,再用FLUENT软件模拟本文研究了体心立方(Body Centered Cube)单通道球床结构内规则排列填充燃料球体在湍流流态下的流体单相流动和换热特性。鉴于之前研究者对BCC球床数值模拟结果的不一致性,本文通过数值模拟,考察了不同球床排列形式对BCC球床通道流态转变的影响,进一步揭露其流态转变机制。本文主要的研究工作和结果如下:
  1.采用搭桥法处理颗粒间的点接触问题,确定了合适的球床规模与桥柱直径,分析了局部流动和换热特性以及桥柱直径对其的影响。结果表明:BCC球床采用单通道模型比较合适,原因是其湍流流场的对称性会从轴对称转变成中心对称,压力梯度和Nu数均得到明显提高。流场对称性变化的位置受到Re数影响,但未受到球床轴向层数的影响。桥柱直径增加会降低BCC球床的局部压降,在其不高于0.1倍颗粒直径时不会对球床的压降和换热特性产生显著影响,建议取0.1倍颗粒直径较为合适。
  2.研究中观察到流体流态转变现象。进一步研究了网格效应、湍流模型与点接触处理方法对球床湍流流场的影响。结果表明:网格的数量与网格的形式会造成模拟结果的不一致性或多样性,BCC球床的流动中流场发生对称性变化并非普遍存在,为确保CFD模拟的可信度还需进行相关的球床实验选择合适的网格形式及数量;对比RNG k-ε与标准k-ε湍流模型下模拟的差异的研究结果表明:不同的湍流模型下,BCC球床通道内的流场会呈现不一样的状态,压降的轴向分布特性存在很大差异;对比截面法、缩径法、桥柱法下的BCC通道内流场分布的研究结果表明:不同的点接触处理法会对球床湍流流场产生影响。选用截面法与缩径法都会观察到流态转变,但选用桥柱法时随着雷诺数提高,流态转变现象消失。
  3.本文还针对规则排列球床通道内流体进行了流体流动换热的相关研究,重点研究了流场内沿程温度变化,得到了球体颗粒表面的温度分布,分析了球面温度分布的不均匀性、对比了三种不同排列形式的体心立方结构(BCC)的换热系数以及耦合换热效率,分析了流场内的换热特性并据此结果为球床通道内球体颗粒的排列方式与最佳排列尺寸提出了建议。
[硕士论文] 郭丹
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:自然循环蒸汽发生器是现有的压水堆核电厂中连接一回路与二回路的重要换热设备。蒸汽发生器中的水位变量对核安全有着至关重要的影响。只有将蒸汽发生器水位控制在容许范围内,才能确保核电厂运行的安全可靠性。
  现有蒸汽发生器水位控制普遍在E-Irving模型的基础上进行研究,虽然使控制算法的研究更加方便,具有一定的适用性,但由于该模型不包含热工水力过程,不能全面反映出核电站蒸汽发生器的运行状态,为了能更好的实现对核电厂蒸汽发生器水位的控制,可以利用蒸汽发生器的运行机理进行建模,然而这样在更加准确的同时也使整个控制系统复杂度呈指数增加。由于在蒸汽发生器实际运行中,水位通常会受到一些因素干扰,在扰动情况下由于水位下部气泡量因局部压力变化而变化,进而出现“虚假水位”现象,“虚假水位”现象的出现使传统控制方法在某些情况下不能获得良好的控制效果,因此蒸汽发生器水位的动态建模以及先进有效的控制方法是本文研究的重点。
  本文根据线性参数变化理论(Linear Parameter Varying,简称LPV)建立了基于E-Irving模型的蒸汽发生器多胞LPV水位模型。参照大亚湾核电厂的蒸汽发生器的具体参数,基于集总参数法建立了一种既能反映一定热工特性又便于控制系统设计的自然循环蒸汽发生器四阶动态水位机理模型,在100%、70%、50%及30%四个功率水平条件下,引入了蒸汽流量正阶跃以及换热量正阶跃,进行了动态仿真分析,验证了模型的有效性。仿真结果显示,该模型在扰动时,蒸汽发生器各主要参数都表现出合理的变化趋势,准确的模拟出了“虚假水位”现象。
  分析了分数阶PIλDμ控制系统的稳定性;在欧文多胞LPV水位模型的基础上,将基于Grunwald-Letnikov(简称G-L)定义的分数阶算子分别引入蒸汽发生器水位控制系统主回路、副回路及主副回路中,完成了短记忆分数阶PIλDμ控制器的设计;设计了基于Oustaloup间接离散化方法改进算法的串级分数阶水位控制器。由于控制器参数的整定仍是现阶段存在的问题,为了实现蒸汽发生器水位控制器参数的自动整定,本文采用模糊自适应以及混沌粒子群两种不同类型的智能控制算法来自动调节控制器的参数。仿真结果仿显示,所设计的分数阶控制器以及智能调参算法均是有效的,其中以改进的Oustaloup间接离散化串级分数阶水位控制器效果最优。虽然两种智能寻优方法均取得了较好的效果,但由于混沌粒子群智能寻优方法不依赖于经验规则,更适用于工程模型,根据已获得的结果,对所建立的蒸汽发生器水位动态机理模型,设计了基于混沌粒子群的改进Oustaloup分数阶水位控制系统。仿真结果显示,该智能控制系统能有效减弱“虚假水位”,较好的实现了自然循环蒸汽发生器水位的在线自动控制。
[硕士论文] 侯爽
建筑与土木工程 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:实验快堆特有的安全性、可增殖性和高热效率等优点,已成为全球发达国家研究的热点。我国近几十年对实验快堆进行了研究,并成功修建了第一座100%功率运行72小时的实验快堆。由于快堆的功率密度大,产生的热量多,故一般采用热导率高的液态金属钠做为冷却剂。当液态钠泄露后一般会引起钠火事故,对混凝土结构造成破坏,带来巨大的损失。但目前钠火对混凝土侵蚀的相关资料较少,故本文主要开展以下研究工作:
  观察混凝土浇液态钠后,产生大量白色和淡黄色的物质(主要为氧化钠、过氧化钠和氢氧化钠),未反应的金属钠附着在混凝土或钢板表面。液态钠直接与混凝土接触,会使混凝土试件表面剥落,尤其喷钠管正对位置较为损伤严重;且钠量越多混凝土剥落的碎片越多;但覆盖钢板后则混凝土表面不会出现剥离情况。
  本文考虑受约束作用、表面防护措施和浇注液态钠量,研究在钠火作用下混凝土内部温度变化、抗渗性和微观结构变化规律,制作了13个混凝土试件和1个混凝土小室,采用240℃液态钠对9个混凝土试件和1个混凝土小室进行喷钠试验,其余4个混凝土试件作为对照组。
  采用高温测试仪监测钠火作用后混凝土温度变化规律,结果表明:混凝土上层温度比下层温度升温速率快且温度高;浇注液态钠量相同时,受约束作用的混凝土试件升温速率较快且温度相对较高;相同约束条件下,液态钠量越多混凝土的最高温度越高;混凝土表面有防护措施的,升温速率较慢,温度较低。
  研究钠火对混凝土抗渗性影响,进行了吸水率、抗氯离子渗透试验,结果表明:浇注与未浇注液态钠对比,混凝土的抗渗性变差,同时表面覆盖钢板的混凝土抗渗性相对较好;钠量相同时,受约束作用的混凝土抗渗性相对较差,且试件中心位置比十字区域位置的混凝土抗渗性差;同一柱体上层混凝土的抗渗性比下层相对要差。
  对于钠火对混凝土微观结构影响,进行了压汞、SEM和XRD试验,结果表明:浇注液态钠后混凝土孔结构整体呈增大趋势,孔隙率、总孔面积、最可几孔径变大,钠火改变了混凝土的微观结构;混凝土在约束作用、表面未覆盖钢板条件下孔隙率相对较大,且钠与混凝土发生化学反应,有钠的氧化物生成;而混凝土表面覆盖钢板钠未与混凝土直接接触,只受温度影响未与钠发生化学反应,孔结构变化相对较小。
[硕士论文] 康慧伦
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2018(学位年度)
摘要:反应堆热工水力分析程序根据网格尺度分类为多种程序。网格尺度大的分析程序能对整个系统进行计算,但其分辨率低,不能在局部区域给出详尽的计算结果。网格尺度小的分析程序能对局部区域进行计算,但其模拟结果缺少系统整体响应,对于某些特定工况适用性较低。同时,核电站涉多个相互存在着复杂相互作用关系的物理场,如果计算中仅考虑自身物理场的影响,会导致计算结果缺乏其他物理场的响应。因此,采用多物理过程耦合及多尺度耦合方法进行反应堆仿真计算,可以大大提高仿真结果可靠性和精确性。
  首先,本文以秦山Ⅰ期核电站为对象,利用热工水力子通道程序COBRA(Coolant Boiling in Rod Arrays)和堆芯物理计算程序REMARK(Real-Time Multigroup Advanced Reactor Kinetics)建立堆芯热工水力模型与堆芯物理模型,并分别采用松耦合与Picard迭代的耦合方式进行核热耦合程序开发,同时对不同的耦合方式在耦合计算中产生的影响进行分析;使用模块化的系统程序THEATReTM对秦山Ⅰ期主冷却剂系统建模,并与开发的核热耦合程序进行耦合,获得主冷却剂系统多尺度多物理过程耦合计算程序。使用主冷却剂系统耦合程序对稳态满功率工况、反应性引入事故、主泵断电事故、紧急停堆事故和高功率快速降负荷工况进行计算,通过对稳态计算与瞬态计算结果进行分析,分析结果表明,稳态计算相对误差满足仿真精度要求,瞬态计算结果变化趋势与实际过程相符,证明了程序具有完成主冷却剂系统仿真能力。
  其次,为对精细化的物理热工耦合进行研究,本文以秦山Ⅰ期核电厂燃料组件为对象,利用基于特征线法求解三维中子输运方程的物理程序与子通道程序建立精细化的物理模型与热工水力模型,并针对精细化耦合提出了一一对应的网格映射方案及基于拟合法的积分平均数据传输方法,同时使用Python语言编写外部控制程序控制程序间的网格映射、数据传递和收敛判定,完成精细化核热耦合程序开发。使用精细化的核热耦合程序对3×3燃料组件及秦山Ⅰ期燃料组件进行稳态计算,通过与参考值进行对比,证明所开发的精细化程序满足仿真精度要求。
  通过本文的工作,完成了多尺度多物理过程耦合程序及精细化的核热耦合程序的开发,经过验证计算,证明所开发程序可以对反应堆安全分析和反应堆燃料组件设计等领域提供参考与预演功能。
[硕士论文] 赵瑞
核能与核技术工程 成都理工大学 2018(学位年度)
摘要:随着我国核技术在能源、工业、医疗、农业、国防、科研等领域应用的快速发展,辐射环境监测受到广泛的关注。尤其是福岛核电事故以后,公众对放射性环境的监测和评价尤为关心。根据我国环境保护法,核电站、放射源、射线装置等电离辐射设施周围需要对放射性环境进行有计划的监测,以评估放射性环境对公众和放射性从业人员产生的照射剂量,并为异常放射性释放提供快速评估,并在必要时采取应急措施。放射性环境监测仪表作为强制检定的计量器具,它的量值溯源是一个急需解决的计量问题。目前国内在环境监测方面包括200多个辐射环境自动监测站的仪器都要进行环境水平X、γ射线计量仪器的检定和校准,环境水平X射线空气比释动能的研究可以为这些仪器仪表提供准确的量值溯源和可靠的型式评价,更好地发挥X射线在低剂量率水平进行环境监测的作用,以保障公众人员的健康和安全。
  本论文依托于国家重点研发计划《电离和光辐射极端量计量关键技术研究》中“低剂量率X射线、γ射线计量关键技术研究”(课题编号:2017YFF0205101)和中央级公益性科研院所基本科研业务费课题《环境水平X射线空气比释动能测量方法研究》,借助于中国计量科学研究院已建立的(60-250)kV X射线空气比释动能国家基准以及(20-300)kV X射线标准辐射装置进行测量研究。
  论文针对国内外有关低剂量率测量的国家和实验室充分叙述的基础上,自主设计一套半值层测量系统,通过一系列的铅、锡、铜和铝的组合,建立(55-240)kV7个环境水平X射线空气比释动能辐射质,第一半值层与ISO4037最大偏差在3.59%。利用高纯锗谱仪对所建立的辐射质进行了能谱的测量,并对X射线脉冲高度谱到注量谱的反解进行了理论研究。利用中能基准电离室以及微弱电流测量系统、激光和量杆定位系统开展了环境水平X射线空气比释动能的绝对测量。并对绝对测量中所需要的各项修正因子进行了实验和模拟研究,尤其是自主设计加工光阑,完成前壁穿透辐射修正因子的测量。论文接着在高剂量率辐射质下对环境监测电离室进行了刻度,插值得到电离室在环境水平X射线辐射质下的刻度系数,完成了空气比释动能的相对测量。并在L-100辐射质下完成了两种方法的比较,偏差在0.8%,在不确定度范围内符合。
  在对环境水平X射线空气比释动能量值传递过程中,完成了对PTW32003球形电离室以及高气压电离室的测量和校准,给出了其能量响应。并在241Am和137Cs等放射源上进行了刻度,获得了从低能端到高能段其能量响应的完整曲线。完成了从高剂量率到低剂量率的量程下沿,对防护类和环境类辐射监测仪器仪表进行了刻度和测试,评价了其性能指标。
  论文最后对环境水平X射线周围剂量当量也进行了初步的研究和讨论,并对X射线空气比释动能到周围剂量当量的转化系数进行了研究,对FHT192高气压电离室和451P等辐射环境监测电离室进行了能量响应的刻度。对空气比释动能的测量结果进行了不确定度分析,完成了环境水平X射线从电离电流到空气比释动能再到周围剂量当量的转化的研究。
[硕士论文] 徐阳
核技术及应用 成都理工大学 2018(学位年度)
摘要:1985年,国际辐射单位和测量委员会(ICRU)在出版的第39号报告中提出了三个辐射防护实用量,分别为:周围剂量当量、定向剂量当量以及个人剂量当量。它们既能够为防护量提供有效估计,还能够作为辐射监测中使用的剂量仪表的校准量。其中,周围剂量当量H*(10)是一个用以描述强贯穿辐射条件下(入射辐射能量>15keV)环境或工作场所的辐射防护实用量,是场所监测中唯一可用于对有效剂量当量HE进行估计的依据。在X、γ外照射场所监测中,监测仪器测量所得到的物理量通常为空气比释动能Kα或者照射量X,而周围剂量当量次级标准电离室则可用于参考点处周围剂量当量的直接定值。
  传统的周围剂量当量电离室通常采用在电离室室壁(一般为高压极)上添加补偿材料(Al、Pb、Si等)以改变能响曲线的方式,电离室主要由收集极、高压极、中央支撑杆、工作气体以及绝缘端子组成。在以往的研究中,前辈们通常采用的工作气体为自由空气,电离室内部空腔与外界大气相通,这将导致工作气体受到现场环境温湿度、气压、灰尘颗粒物等因素的影响,不利于电离室的现场测量。此外,由于电离室灵敏度与工作气体的充气压力大小呈正比,故在常压时灵敏度低于高压时,在实际现场测量中墙壁、空气等的散射作用将产生大量低能光子,常压电离室使得低能辐射成分不能得到准确的测量。可见,传统电离室不利于现场条件下周围剂量当量的定值,在加强环境辐射监测、核设施常规与应急监测的大力推动下,研制适用于现场测量的周围剂量当量次级标准电离室是十分必要的。
  据此,本文依托中国原子能科学研究院计量测试部装备基础项目“GM管γ辐射剂量仪现场校准技术研究”,开展了周围剂量当量次级标准电离室的研制工作。首先,结合蒙特卡罗模拟方法完成了电离室各关键参数(主要包括电离室形状、高压极与收集极材料/尺寸、工作气体类型/充气压力、绝缘端子、能量补偿片材料/厚度、能量补偿面积等)的确定工作;随后,结合外协方式实现了电离室的整体设计、加工与装配工作;最后,完成了电离室相关辐射特性的研究工作,主要包括能量响应与线性实验,对周围剂量当量率测量的准确性进行了实验验证,并对测量结果进行了不确定度评价。本工作最终实现了对周围剂量当量次级标准电离室的研制,使之具有不受外界环境温湿度,气压影响、探测范围广、灵敏度高等优点,可实现周围剂量当量率的现场测量。
  本文主要研究成果有:
  (1)结合蒙特卡罗模拟确定周围剂量当量次级标准电离室的能量补偿方案,完成了电离室的设计工作。经对比,电离室的实验与模拟能响曲线符合较好,大大减少了通过实验方法确定能量补偿方案的工作量,同时验证了蒙特卡罗方法用于周围剂量当量次级标准电离室研制的可行性。
  (2)首次选取不锈钢壁材料、内充8atm氩气的周围剂量当量电离室设计方案,密闭的空腔结构使得电离室免受外界环境温湿度、气压变化带来的影响,满足了对周围剂量当量现场定值的要求。
  (3)将周围剂量当量次级标准电离室置于137Cs源与60Co源产生的γ射线参考辐射场内进行线性测试,测试结果显示,在0.684μGy/h~1.01mGy/h范围内,电离室空气比释动能率与电离电流呈一次线性关系,在0.8208μSv/h~1.212mSv/h范围内,电离室周围剂量当量率与电离电流呈一次线性关系,并分别得到了拟合关系曲线。
  (4)利用自屏蔽式γ射线照射装置所产生的参考辐射场对周围剂量当量次级标准电离室现场定值的可行性与准确性进行研究,并通过PTW电离室作对比实验。实验结果表明,两者测量结果的相对偏差在5%以内,验证了周围剂量当量次级标准电离室的准确性。对墙壁散射贡献研究中得到,在该实验模型下,墙壁散射贡献约为6%。经计算,典型参考点处周围剂量当量率约定真值的测量不确定度为U=7.4%(k=2)。
[硕士论文] 王涛
仪器仪表工程 成都理工大学 2018(学位年度)
摘要:在一般核物理实验中,描述闪烁体物理特性的指标有:发射光谱、发光效率、发光时间和发光衰减时间等物理量(胡孟春等,2014)。闪烁体的时间特性对于研究闪烁体内部闪烁特性、闪烁探测器的研究有着重要的意义。国内外对于闪烁体时间特性的测量方法也有很多种,而且也在日新月异的完善和改进。
  本文在现有测量方法的理论基础下,首先对常用的闪烁体衰减时间测量方法进行了简要介绍,包括了对无机闪烁体、有机闪烁体时间特性的测量。然后介绍了一种新型的无机闪烁体衰减时间测量装置,该装置在实现途径上不同于现有的闪烁体衰减时间测量方法。本装置是通过快速的电流型前置放大器将闪烁探测器输出的快速电流脉冲进行放大,之后通过高采样率的ADC(模数转换器)直接进行模数转换。大量的ADC输出数据被送入FGPA进行数据接收、算法处理,实现脉冲上升沿识别、衰减时间计算。然后FPGA通过HUSB芯片将数据进行上传,最后该装置在上位机软件上展现出的是规定测量时间内闪烁体衰减时间的一个统计量的分布图,X轴为时间尺度轴,Y轴为每一个脉冲的闪烁体衰减时间的累加计数。该装置相对于传统的测量方法而言,是根据闪烁体衰减时间的定义直接进行数字化测量的,并且显示结果为闪烁体衰减时间常数的统计量分布图。相较于传统测量方法而言更加具有参考意义、适用于光强度的动态范围也更广。本研究来源于国家重点研发计划项目“高分辨航空伽马能谱测量及机载成像光谱测量技术”(课题编号:2017YFC0602100)和国家自然科学基金项目“核脉冲信号链的数学构建与高速实时数字重构技术研究”(课题编号:41474159)。该装置的主要研究成果为:
  (1)基于电流并联反馈原理的超快速复合型电流前置放大器(以下简称电流前放),实验测得其输出信号的上升沿时间最快可达到2ns,带宽约500MHz,实验验证可对3.3uA-3.3mA区间的快速电流小信号进行线性放大,线性相关系数达0.9999。
  (2)该装置采用ADC+FPGA+HUSB架构,在FPGA中完成与HUSB芯片的协议握手,实现高效率的数据传输,数据处理。简化了硬件电路设计。
  (3)从电源完整性角度考虑,为了实现电路的高信噪比和稳定性。设立合理的了电源拓扑结构,实现了电源的快速动态响应,低纹波,高效率,整个系统的噪声控制在5mV以内。
  (4)开发了基于Cypress公司提供的驱动库和Visual C++6.0开发语言的上位机界面。
  (5)LaBr、NaI、GAGG、CsI四种无机闪烁体发光衰减时间的测量,分别测试了其闪烁探测器直接输出波形形状和该装置测试的衰减时间统计分布图。
[博士论文] 邹小亮
核能科学与工程 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:行波堆通过点火区裂变中子驱动增殖区的238U转换和裂变,理论上可以利用增殖燃烧波的移动,将堆内装载的238U高效利用,是裂变能应用的一种理想途径。在传统的行波堆中,为了维持增殖燃烧波的行进,燃料组件需要承受的辐照远超过目前材料的允许限值,导致其实现难度较大。利用外中子源的驱动,可以在一定程度上降低材料的辐照,实现行波堆的功能,从而实现高燃料利用率和次临界固有安全性的兼顾,对核能的可持续发展有重要意义。本文提出了基于气动磁镜聚变中子源的次临界行波堆物理方案,通过中子源位置的主动调节,推动增殖燃烧波的行进,实现行波堆的功能。本文主要开展的研究工作具体包括:
  提出了一种利用气动磁镜聚变中子源驱动次临界行波堆堆芯设计方法。通过调节磁场强度分布和中性束注入位置实现中子源的主动调节,可用于驱动次临界行波堆,实现了行波堆的功能。在此基础上,阐述了气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆的基本组成、物理原理以及中子学特点。
  开展了次临界铅基行波堆中子学设计与优化。基于设计原则与目标,以铅冷行波堆为参考方案,利用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和混合评价核数据库HENDL为研究手段,开展不同堆芯关键参数对堆芯性能影响分析。研究结果表明,采用富集度12%的U-10%Zr金属燃料,208Pb作为冷却剂和反射层时,次临界行波堆堆芯具有较优的性能。当中子源初始位置位于20-100cm,移动速率为5cm/a时,其与次临界行波堆的增殖燃烧波速度匹配后性能最佳。
  开展了次临界铅基行波堆中子学瞬态安全分析。通过数值模拟的方式,针对气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆堆芯开展中子学瞬态安全分析,重点关注次临界堆芯反应性引入和外中子源扰动两个方面。研究结果表明:扰动后经一定时间运行后,系统源强需求、堆芯有效增殖因数keff中子通量分布、功率分布和易裂变核素核子密度分布等参数都可以再次回到稳定状态,相比较于扰动前,扰动引入之后的参数基本保持一致。
  综上,本文提出一种气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆堆芯设计方案,开展了次临界铅基行波堆中子学优化与分析,完成了气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆中子学概念设计方案,在此基础上,并开展了气动磁镜聚变驱动铅冷行波堆中子学瞬态安全分析,为次临界行波堆堆芯安全设计与分析提供参考。
[硕士论文] 李博
核资源与核勘查工程 成都理工大学 2018(学位年度)
摘要:地质处置库核废物中核素迁移行为研究是核废物地质处置安全评价的一个重要内容,可以为核废物处置选址提供参考依据。目前大多数学者主要是以水为介质对放射性核素在地质处置环境下的迁移行为展开研究。而地质环境是复杂的,尤其是对于高放废物自身的高活度和强释热,加上处置库本身可能处于地下几百至上千米,形成一个温度场和辐射场多场作用下的复合场,因此有必要开展针对地质环境中核素迁移的多元化研究。
  本文以地气流为核素迁移的载体,探究核素在土壤中的迁移和滞留行为,探讨其在地气流中的运移机制:
  (1)建立地气迁移柱模型,用中子活化后的核素模拟核废物,利用放射性检测方法,讨论地气作用下核素迁移行为的可行性。
  (2)利用多物理场耦合仿真软件,对饱和多孔介质下的气体流动、物质的吸附与传递、多孔介质热传递多物理场耦合数值模拟。探讨不同条件下核素在土壤多孔介质的迁移与滞留规律。
  (3)通过建地气土柱模型,在实验室探究Sr、Ce、La、U四种核素在不同介质、不同高度、不同存贮方式下的迁移与滞留问题。并与多物理场耦合模拟分析结果对比,以验证计算机模拟数学模型的可靠性。
  (4)开展天然类比试验,以粤北某铀矿为研究对象,对地气作用下核素远场迁移规律进行探讨。
  论文主要取得如下研究成果:
  (1)通过建立不同条件下的土柱实验模型,找出以下规律性认识:模拟四种核素在土壤中迁移能力大小依次为:Sr、Ce、La、U。土壤对Ce元素的滞留作用最强,对La元素的滞留能力最弱。固化后的核素迁移量明显弱于未固化的核素,固化处理对阻滞核素迁移有明显效果。
  (2)利用多物理场耦合仿真软件计算得到结论:核素质量浓度会随着迁移距离呈指数级下降。初始质量浓度的大小对核素在土壤介质中的迁移能力影响较小,气体流速对纳米级颗粒在土壤中的吸附与滞留作用有很大影响。孔隙率较大的多孔介质,对核素的滞留能力较强。
  (3)天然类比实验中证实天然隐伏矿体中的核素可以穿过致密围岩随地气流迁移至近地表,且迁移量的大小与矿体品位呈正相关性。中间深度矿体垂向上方的U异常幅值较小。矿体产状中倾角对U元素异常幅值有影响,异常幅值在1.8-5.0的隐伏矿体中的倾角大多在70°-78°之间。
[硕士论文] 董丽平
等离子体物理 中国科学技术大学 2018(学位年度)
摘要:在高温等离子体核聚变实验装置托卡马克上,随着加热功率的提高,高的热功率沉积不仅会对第一壁和偏滤器靶板材料造成损伤,而且容易引起杂质含量的增加。特别是在金属壁条件下,高Z杂质的聚芯会影响等离子体约束,甚至导致破裂。辐射损失是重要的功率损失方式之一。通过外部再循环杂质注入的方式来增加等离子体辐射比例是一种缓解热流的有效方法。然而注入杂质引起的辐射又在很大程度上主导总辐射功率和辐射功率密度分布,进而会影响等离子体的基本参数分布和约束性能。因此,在国内外多数聚变实验装置上均开展了杂质注入实验研究。EAST装置近年来也相继开展了氩氘混合(Ar+D2)气体注入、氖氘混合(Ne+D2)气体注入及纯氖(Ne)注入等辐射冷却实验。本文主要研究了EAST杂质注入实验中的辐射特性,为今后高功率长脉冲放电中发展高辐射实时反馈控制技术提供数据参考,具有重要的意义。
  本论文主要利用EAST装置上现有的AXUV(Absolute Extreme Ultraviolet)光电二极管阵列诊断系统,结合EUV(extreme ultraviolet)光谱诊断和W偏滤器光谱诊断分析研究了Ar、Ne杂质注入实验中的辐射行为。AXUV硅半导体光电二极管测量阵列具有宽的能量响应范围,适用于在EAST装置上的绝对辐射功率测量。文中采用傅里叶-贝塞尔反演的方法对AXUV多通道弦积分测量数据进行了处理,得到了主等离子体区的辐射发射率分布。通过增加边界约束的方法对算法进行了优化,降低了算法中的零边界假设带来的误差,提高了数据的可靠性。本文采用基于日冕模型的模拟程序模拟了杂质注入实验中的辐射分布,并将其与实验测量数据进行了对比分析,二者基本一致。在Ar杂质注入实验中,Ar离子引起的辐射层主要局域在ρ~0.7-0.9的位置,而对于Ne注入实验,其辐射层更靠外。实验分析发现不同的注入杂质、不同的注入位置对辐射分布、辐射损失比例以及壁材料的溅射均有影响。在EAST杂质注入实验中还观察到了由注入杂质触发的MHD现象和缓解MHD的现象,分析表明这些现象形成的机制与杂质注入后电子温度、电子密度及电流剖面的变化有关。此外,还分析了杂质注入在等离子体边界极易形成的X点MARFE和脱靶现象。
[硕士论文] 余运强
仪器仪表工程 成都理工大学 2018(学位年度)
摘要:在γ放射性测量中,天然本底和康普顿散射的影响,导致低活度核素检测困难,所以本文引入反符合测量方法加以改善。本设计采用Φ95×145×80mm环形NaI(Tl)晶体为反符合探测器,采用滨松的3英寸NaI(Tl)探测器作为主探测器。系统主要工作原理为:主探头输出端的核脉冲信号先经过信号调理及ADC采集,再与外围的反符合信号进行反符合甄别处理,甄别后的信号用于形成γ能谱。当主探测器采集到脉冲信号且外围环形探测器无信号时,FPGA才会将主探测器的脉冲信号保留,并对其进行数字核脉冲信号处理而得到能谱数据。
  本文采用XILINX公司的SpartanTM-3E器件XC3S500E系列的FPGA为控制核心,反符合谱仪系统主要包括阻抗匹配电路、程控增益电路、放大滤波电路、高速ADC采集电路、反符合整形电路、FPGA数字信号处理电路及USB接口电路等。其中,FPGA数字信号处理硬件电路主要包括时钟模块、核信号采集与存储模块、反符合甄别模块、数字脉冲梯形成形模块、能谱成形及USB传输模块等。本文开发的软件主要功能包括:①γ能谱测量、②谱线绘图显示、③能量刻度、④效率刻度、⑤活度计算、⑥待积有效剂量计算、⑦数据库操作、⑧文件操作等。
  经实验测试,表明本文设计的反符合测量系统运行稳定,能够达到预期的反符合效果。通过Geant4模拟本底数据与谱仪测量的本底数据分析对比,谱仪测量与模拟数据具有良好的一致性,反符合测量对低能本底具有良好的抑制效果。通过对137Cs点源进行测试,表明反符合测量系统不仅对本底有一定的抑制作用,而且具有较好的康普顿抑制能力。
[博士论文] 王宏北
等离子体物理 大连理工大学 2018(学位年度)
摘要:清洁安全的核聚变能对解决中国能源供给问题尤其重要,而磁约束托卡马克是目前最有可能实现受控热核聚变的方法。磁约束聚变能的实现主要面临物理和材料两方面的瓶颈问题:高参数稳态等离子体物理问题和托卡马克装置及未来反应堆关键材料问题。等离子体与壁相互作用(Plasma Wall Interaction,PWI)过程与机理的研究有助于解决上述问题,研究PWI的过程与机理并施以有效控制,被认为是实现受控热核聚变的最核心问题之一,对未来中国聚变工程实验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)的设计、建造和运行都具有重要意义。
  激光散斑干涉技术是一种非接触式全场实时测量技术,具有通用性强、测量精度高、测量动态范围宽等诸多优点,因而成为核聚变托卡马克第一壁形貌动态监测的重要诊断手段,可针对第一壁材料表面所发生的形貌变化,如表面位移、应力应变、材料侵蚀、粒子再沉积等,进行原位在线实时测量。本论文以激光散斑干涉技术应用于托卡马克第一壁形貌动态监测为研究背景,主要开展了以下工作:
  第二章基于散斑干涉技术,在实验室条件建立了激光散斑干涉第一壁形貌动态监测与诊断研究实验平台(Speckle Interferometry Experiment Platform in Dalian University ofTechnology,DUT-SIEP),该平台主要由激光光源系统、高精度压电陶瓷位移系统和高分辨成像系统组成。激光光源系统包含可调谐染料激光器、OPO激光器、半导体激光器和He-Ne激光器等,可有针对性的选择激光波长与激光能量输出,用于满足不同待测材料表面形貌特征及反射率差异的要求;高精度压电陶瓷位移系统由压电相移传感器和高灵敏度驱动控制器组成,具备亚毫秒的响应时间,可实现0~2微米范围的高精度位移,其有效行程范围内位移偏量分辨率为0.1纳米;高分辨成像系统可通过外触发时序控制,与纳秒脉冲激光保持同步,实现2208[H]×3000[V]分辨率的图像连续高速采集。
  第三章为了实现托卡马克EAST第一壁形貌诊断的技术要求,实验平台各硬件系统均与集成控制终端进行连接,通过自主开发托卡马克EAST第一壁形貌监测集成控制与数据采集系统,将实验平台的时序同步控制与散斑干涉图像采集功能进行整合,实现了激光散斑干涉形貌测量的程序化远程控制,使DUT-SIEP实验平台成为托卡马克第一壁形貌诊断研究的重要离线测试平台,为解决托卡马克第一壁形貌在线动态监测提供技术保障和支撑。
  第四章利用激光烧蚀模拟托卡马克第一壁表面的微尺度形貌变化,开展了金属钨镜与金属钼镜的单波长和双波长激光散斑干涉形貌诊断测量,通过激光散斑干涉形貌测量结果与轮廓仪和共聚焦显微镜的形貌表征结果比对,验证了DUT-SIEP实验平台的形貌测量准确性与可靠性,是未来EAST第一壁形貌诊断研究的重要原理实证工作。
  第五章面向真实的EAST偏滤器钨瓦开展双波长激光散斑干涉离线形貌诊断研究,并模拟了EAST装置的远场实验条件,通过对双波长散斑干涉形貌测量与诊断的研究,进一步验证了激光散斑干涉技术应用于EAST装置第一壁形貌原位在线监测的可行性,检验了DUT-SIEP实验平台及未来EAST原位、在线监测集成控制终端与数据采集系统的可靠性,为EAST装置第一壁形貌原位动态监测平台,提供前期工作基础和设计参考。
[博士论文] 石睿
核技术及应用 成都理工大学 2018(学位年度)
摘要:基于半导体Si探测器的α粒子能谱测量技术已成为测定环境、生物及核技术相关样品中α核素的重要放射性分析手段,其中对α粒子能谱的解析是实现α核素定性和定量分析的基础。几乎每种α核素都具有多个能量的α粒子射线,同种核素或不同种核素之间,能量相近的α粒子普遍存在。由于α粒子本身的特性,在α粒子能谱探测时,源的自吸收、介质的吸收、探测器入射窗(死层)的吸收、电荷的不完全收集、电子学噪声等因素,综合导致α粒子能谱形成了独特的低能拖尾。目前的探测器,即使能量分辨率最高的半导体Si探测器都无法将这些能量峰完全分开。因此,在探测器有限的能量分辨能力下,精确分析α核素的种类和放射性水平,准确地解析α粒子能谱显得尤为重要。
  国内外学者针对α粒子能谱的解析已开展了多年研究,提出了诸多α粒子能谱探测器响应函数模型。由于α粒子能谱的特殊性,对α粒子能谱响应函数模型的研究焦点主要在低能拖尾的描述。目前,国内外研究表明:基于高斯函数和单个或多个指数函数的卷积建立的α粒子能谱探测器响应函数具有最好的效果。而实际上,由于大多数α核素在衰变过程中还伴随着低能转换电子和X射线的发射,在探测器有限的响应时间内,α粒子与低能电子、光子的符合在所难免,导致在探测器中沉积的能量比α粒子本身的能量还要高,因此α粒子能谱中还会呈现高能拖尾,这在241Am、243Am等α核素能谱中尤为明显,因此有必要对现有的α粒子能谱探测器响应函数进行改进。另一方面,基于探测器响应函数,采用加权非线性最小二乘法进行拟合时,算法中对参数初值的估计是能否成功或准确地拟合能谱的关键。目前的方法主要基于经验值,这对于多个参数的函数模型而言,人为地调整缺乏稳定性且费时,往往效果极差,因此对初值的获取方法和优化研究对提高分析准确性和实现自动化拟合解析具有重要意义。
  针对上述共性问题,本文在深入研究前人的工作基础上,围绕半导体Si探测器α粒子能谱解析开展新模型、新方法和应用研究。主要研究内容及结论如下:
  (1)系统分析了α粒子能谱的形成机理、半导体Si探测器对α粒子能谱响应的物理过程,针对α粒子与转换电子、光子的符合效应对α粒子能谱造成的高能拖尾,建立了一种新型带高能拖尾的α粒子能谱探测器响应函数模型——EMG-Landau模型,该模型以多指数函数卷积高斯的EMG模型为基础,增加Landau分布项描述高能拖尾。通过IAEA参考α粒子能谱、EUROMET参考α粒子能谱和超铀核素α粒子能谱实验对该模型进行了应用测试,结果表明:EMG-Landau模型能够更全面准确地描述α粒子能谱峰形,能有效准确地拟合带有高能拖尾的α粒子能谱;对于符合效应明显的α核素,如243Am和241Am,EMG-Landau模型拟合效果优于EMG模型;对于低能量分辨率、低统计性以及符合效应较弱的α粒子能谱,EMG-Landau模型拟合效果与EMG模型拟合效果相当。
  (2)针对加权非线性最小二乘拟合α粒子能谱中对参数初值估计的关键问题,提出一种基于统计矩的参数初值获取方法。该方法适用于单指数卷积高斯的响应函数模型,但对更复杂的多指数卷积高斯的响应函数模型的应用受限;本文在此基础上,又提出一种以Rex2函数为适应度函数的基于遗传算法的参数初值获取方法,准确对多参数的α粒子能谱探测器响应函数模型进行了参数初值估计。
  (3)将反卷积迭代方法应用于α粒子能谱解析中,并通过对比Boosted-Gold、Richardson-Lucy和MAP三种目前最理想的能谱反卷积迭代算法,综合解析准确性和运算速度两方面指标,表明Boosted-Gold迭代算法优于其它两种算法。在反卷积迭代解析过程中,本文针对蒙特卡罗模拟α粒子能谱响应函数,建立了一种α粒子蒙特卡罗模拟注量谱展宽算法,准确实现了α粒子模拟谱的解析展宽。在此基础上,融合蒙特卡罗模拟α粒子能谱与能谱插值算法建立了α粒子能谱探测器响应矩阵,为实现α粒子能谱反卷积迭代解析奠定了基础。
  本文的主要创新点如下:
  (1)提出了一种带高能拖尾的新型α粒子能谱探测器响应函数模型——EMG-Landau模型,能够更准确地描述α粒子能谱峰形,实现更精确的解析;
  (2)提出了一种基于统计矩的α粒子能谱参数初值获取方法,能够有效估计单指数卷积高斯的响应函数模型的参数初值,实现对α粒子能谱的拟合;
  (3)在基于统计矩的参数初值获取方法应用受限的基础上,提出了一种基于遗传算法的α粒子能谱参数初值获取方法,更准确的估计了多参数α粒子能谱探测器响应函数模型的参数初值;
  (4)将反卷积迭代方法应用于α粒子能谱解析中,建立了一种α粒子蒙特卡罗模拟注量能谱展宽算法,同时,融合蒙特卡罗模拟α粒子能谱与能谱插值算法建立了α粒子能谱探测器响应矩阵,实现了α粒子能谱的反卷积解析。
  综上,本文在前人研究基础上,针对半导体Si探测器α粒子能谱解析中的共性问题,建立了新型α粒子能谱探测器响应函数模型;提出了针对α粒子能谱拟合中参数初值的获取方法;建立了α粒子蒙卡注量谱展宽算法,并将反卷积迭代方法应用于α粒子能谱解析中,丰富了α粒子能谱解析方法。本项研究为提高α粒子能谱解析精度和为实现自动化解析积累了研究经验,具有一定的参考价值。
[硕士论文] TALHA BIN MUJAHID
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:核反应堆安全壳建筑的设计至关重要,其用于提高核电站的安全性。由于如TMI,切尔诺贝利和福岛县的核事故,核电发展中的消极观念越来越受到重视。为了改善的新一代核电站的安全性,非能动系统被广泛使用,AP1000中的非能动安全壳冷却系统就是这类系统的典例之一。它的作用是在冷却剂丧失(LOCA),主蒸汽管道破裂(MSLB)等事故发生时,将安全壳内产生的热量转移到大气中,并将容器内的压力保持在阈值以下。系统设计和安全分析需要一个模拟系统行为的合适模型,并采用多卷集总参数方法来分析容器完整性并研究假定的冷却剂失水事故(LOCA)和主蒸汽管道断裂(MSLB)事故。然而,对研究安全壳中的T-H特性很重要的温度和压力分布却不能用这种模型详细描述。在本研究中,Matlab软件被使用于建立基于集总参数法的PCCS模型,并与WGOTHIC的计算结果进行比较,说明该点模型具有可靠性。然后对输入参数进行过滤,选择中断的气温,风速和排放数据作为研究对象计算,并分析了基于不同输入参数组合的结果。再将这些结果与西屋设计控制文件(DCD)2002中的结果进行比较。通过分析计算结果表明,在LOCA下,气温和风速会影响峰值出现的时间。温度越低,压力峰值出现越晚。此外,还使用ANSYS FLUENT对LOCA进行模拟,并进行分析。在研究的第二阶段,LOCA的T-H分析是通过考虑PCCS中的降膜蒸发的热量去除因子来进行的。为此应用了ANSYS FLUENT中的Eulerian Wall Film模型来研究上述现象。分析了PCCS外部气流路径中液膜和蒸汽混合气体之间的传质,并表现出其良好的性能。
[硕士论文] HAFIZ HASEEB UR REHMAN
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:利用压力容器外部冷却(ERVC)的压力容器堆内滞留(IVR)技术是一种在压水堆中在严重事故情况下的处理方案之一,它有助于将核燃料的熔融物保留在反应堆压力容器(RPV)内部。在IVR-ERVC技术中,由于缺乏冷却而熔化的核燃料组件在重力作用下落入压力容器下封头,在非能动系统作用下冷却水注入反应堆堆坑内淹没压力容器下封头,下封头外表面发生沸腾换热从而使得压力容器得到外冷却,以保持反应堆压力容器的结构完整性。沸腾传热的临界热流密度对ERVC技术至关重要。只有局部热流密度小于临界热流密度,传热将处于核态沸腾,压力容器的完整性将得到保证。CHF限制了ERVC技术的冷却能力。因此IVR技术的有效性取决于压力容器外部冷却的临界热流密度(CHF)。
  压力容器外部冷却的流通面积对提高自然循环流的CHF以及改善IVR技术具有重要意义。本文对ULPU-2400实验装置的实验工况进行了数值模拟,研究了流速分布、温度分布和压力损失等。基于Fluent软件,利用欧拉方法与用户定义函数UDF耦合研究了表面沸腾换热现象。文中研究了不同通道间距对流动和传热性能的影响,压力容器外侧的绝热层和压力容器外表面的间隙大小即为通道间距。本文分析了三个通道的沸腾现象,其中前两个的通道间距分别76mm和152mm,第三个则是间距变化的通道,最低点处通道间距76mm,最高点处间距152mm,数值模拟研究了速度分布、空泡份额和加热壁温度分布。
  模拟结果表明,随着流体向上流动,两相流的流速和空泡份额都增大。随着通道变大,壁面温度增加,最佳的传热速率出现在最小的通道内。最小通道的流速在三个通道中是最大的,并且出口速度剖面显示,加热壁面附近的速度高于绝热壁面附近的速度。受此影响,加热壁面与绝热壁面间还存在压力梯度。在某些情况下,与实验研究比较了一些位置的温度分布和压力损失,结果吻合较好。
[硕士论文] Sohaib Tariq
核能科学与工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:CPR1000是基于法国三回路的设计,中国二代加的1080兆瓦压水反应堆。CPR1000由中国设计,是为中国核电贡献力量的主要反应堆之一。本文中,使用了基于蒙特卡罗方法的cosRMC程序,根据可用的材料和几何信息,对CPR1000反应堆堆芯进行了建模。cosRMC是由国家核电软件技术中心和中国清华大学联合开发的一套蒙特卡罗程序。计算过程分为临界计算和屏蔽计算两部分。临界计算针对于标准燃料装载的堆芯进行,从而确定出堆芯的临界因子和功率的分布。在临界条件下,计算了堆芯内部轴向和径向的中子通量密度及功率分布。在确定了堆芯屏蔽计算的临界程度后,采用固定源方法进行了屏蔽计算。屏蔽是保证核能发电安全、绿色、环境友好的关键。而压力容器是反应堆中的关键部件,其使用寿命直接关系到核电站和站内工作人员的安全。所以屏蔽计算非常重要,为了确保压力容器符合标准要求,参考了NRC监管指南RG1.190进行了屏蔽计算。cosRMC程序有能力对复杂的堆芯几何进行三维建模,故在堆芯屏蔽计算的临界程度确定后,利用固定源方法,确定了反应堆压力容器处的中子注量率。根据算得的中子通量密度,对压力容器处E>0.1MeV和E>1MeV的快中子注量率进行了中子屏蔽分析。计算所得的压力容器内表面处的快中子注量符合NRC的相关标准,并且与离散纵标法计算的结果相当。
[博士论文] 姜頔
控制科学与工程;控制理论与控制工程 华北电力大学;华北电力大学(北京) 2018(学位年度)
摘要:中国目前处于产业结构和能源结构调整的大背景下,核电具有能量密度大、稳定性好、燃料运输量小的特点,在满足国家能源供应安全、实施能源供给侧结构性改革和实现能源结构调整中发挥了重要作用。核反应堆控制系统是核电站控制系统的重要组成部分,主要通过调节蒸汽发生器水位和核反应堆功率实时自动跟踪电力系统负荷的变化,并维持核电机组核功率、热功率和负载功率的平衡,对核电机组的安全高效运转起到举足轻重的作用。
  随着中国核电装机比例逐步增加、核电机组的单机容量不断增加,电网需要核电机组采取“堆跟机”模式来提高电网的稳定性及供电质量。在“堆跟机”模式下,核反应堆频繁的功率变化,激发了系统的本质非线性,给核反应堆控制系统的控制带来了新的挑战。因此在“堆跟机”模式下,研究核反应堆控制系统合理的优化控制方法,对核电机组安全高效运行具有重要意义。
  本文在深入研究“堆跟机”模式下核反应堆控制系统特性的基础上,采用非线性模型预测控制理论分析与数值仿真结合的方法,对“堆跟机”模式下核电机组核反应堆控制系统的控制问题开展深入研究。本文的主要内容包括:
  (1)针对蒸汽发生器水位控制问题,构造了准最小最大模糊预测控制器。选择状态增量和水位作为增广状态,使用模糊模型来拟合水位非线性动态。然后基于准最小最大策略和模糊李雅普诺夫函数设计了预测控制器。为了减少在线计算复杂度,离线计算满足给水流量和水位硬约束的不变集合。在此基础上,在线计算首先采用二分搜索策略,按照系统的状态选择对应的不变集合,然后在线求解一个简单的凸优化问题,并在预测控制器设计“三要素”的框架下分析了闭环稳定性。
  (2)针对蒸汽发生器水位硬约束会导致水位不稳定的现象,构造了水位软约束预测控制器。深入分析了水位控制系统非最小相位特性导致不稳定零点逆转成极点的原因。然后采用了放松水位约束的控制器设计思想,引入两种松弛变量来放松水位约束和终端约束集合,并离线计算仅满足给水约束的终端约束集合,减少在线计算量。从多目标优化的角度分析了水位惩罚项和跟踪设定值这两个性能指标与放松水位惩罚系数的关系,并比较了水位无约束、硬约束以及软约束这三种预测控制策略的性能以及软约束预测控制的自身鲁棒性。
  (3)针对加压重水反应堆空间功率的“通量倾斜”现象,提出了分散结构的模糊模型预测控制算法。首先采用节点建模法将重水堆分为14个区域,每个区域采用一组微分方程组描述该区域内的功率动态。然后采用模糊模型建模重水堆各区域的非线性动态,在此基础上,构造了模糊预测控制并基于准最小最大策略在线求解约束优化问题,在分散模糊预测控制器的设计中加入渐进正实约束来保证分散控制结构的全局闭环稳定性。
  (4)研究了小型反应堆在大范围变负荷条件下的功率控制问题。首先,将反应堆功率多目标控制问题转化为具有不同目标优先级的字典序优化问题。然后,采用序贯求解策略求解非线性规划问题。随后分析了反应堆系统多时间刻度特性给序列二次规划在线求解带来困难的原因。最后将连续的控制棒速度集合限制为预先选定的离散速度值,并采用粒子群优化高效求解反应堆功率优化控制问题。
[硕士论文] 杨松
机械工程 北京交通大学 2018(学位年度)
摘要:第四代先进核能系统以采用液态钠作为冷却剂的钠冷快堆为首,由于液态钠冷却剂被惰性气体氩气覆盖以起到保护作用,所以密封介质为放射性钠和氩气。目前,钠冷快堆的主轴密封主要使用机械密封,具有复杂的结构且更换不便,无法实现保护气体的零泄漏。磁性液体密封具有结构简单,可靠,无泄漏等优点,将其应用于钠冷快堆主轴密封具有重要的研究意义。由于钠冷快堆主轴的上侧采用滚动轴承,下侧采用滑动轴承进行支撑,因此在旋转过程中轴线存在径向微动。应用磁性液体密封,应避免由于径向微动而引起泄漏这一关键问题。围绕此工况的磁性液体密封问题,本论文完成了以下研究:
  (1)设计磁性液体密封方案,采用轴向磁性液体密封十径向O型密封圈密封的组合密封方案来克服主轴径向微动工况下的密封问题。
  (2)运用ANSYS有限元软件,对磁性液体密封进行耐压分析,根据耐压分析与工况条件设计磁性液体密封结构,并提出可延长使用寿命的设计方案。
  (3)运用ANSYS Workbench有限元软件,针对O型密封圈的径向微动工况进行模拟建模,分析其寿命。
  (4)针对模拟结果搭建O型密封圈微动磨损实验台,测得摩擦力与位移、振动频率间的关系,将实验所测摩擦力结合模型,得出O型密封圈的寿命。
  (5)搭建磁性液体密封实验台,验证静态密封实验、动态密封实验和振动实验。实验结果表明,在实际工况下所选用的方案满足耐压要求,验证所设计结构的合理性。
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