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高温气冷堆事故工况下最高燃料温度的灵敏度和不确定度分析
事故工况下的最高燃料温度是HTR-PM固有安全特性的最重要参数，DLOFC事故可能导致事故燃料温度出现峰值。而最高燃油温度计算中存在多种不确定源，因此应量化这些不确定源对最终计算的最高燃油温度的贡献，以检查峰值是否超过1620℃的技术极限。本不确定度研究选取了8个不确定度输入参数，并指定了它们相关的2个标准差不确定度和概率密度函数。然后，利用国产雅典娜和库萨进行了DLOFC热分析和不确定度分析。计算结果表明，球床有效导热系数和衰变热对DLOFC最高燃料温度的不确定性贡献最大，而峰值燃料温度对初始功率和衰变热最敏感。简言之，这八个参数的不确定性导致两个标准差（2σ)HTR-PM DLOFC事故下最高燃料温度平均值1493℃左右的不确定度为±77.6℃（或5.2%）。同时，建议使用CUSA的LHS-SVDC方法来传播输入中的不确定性，100-200个模型模拟似乎足以得到完全置信的不确定性预测。
核安全壳结构的新型结构隔震
新的结构隔震系统（SSIS）旨在为核电站、海上石油平台、高层建筑等重要结构提供高安全性，以抵御近断层和长周期地震。所提出的SSIS结构足底和基础接触面设计为任意的曲面（球面、椭圆形等），这取决于地震土上部结构参数，这些接触面通过使用弹性体（铅芯橡胶或层压橡胶支座，最多4秒周期）隔震装置分离。它将允许为结构提供倒立摆行为。由于这种行为，结构的自然周期将具有比大多数可能发生的地震（包括近断层带）的优势周期更大的间隔。因此，在发生强震和长周期地震后，结构可以保持其使用性能。本文研究了核安全壳结构用SSIS的性能。建立了SISS-NC结构的有限元模型，并对模型进行了强、长周期地震动作用下的非线性动力分析。与传统的核安全壳（CAMSBID-NC）和固定基础核安全壳（FB-NC）结构隔震装置的应用方法进行了比较。与CAMSBID-NC结构相比，SSIS-NC结构的底部和顶部加速度、有效应力和临界剪应力响应分别平均降低48.67%、36.70%和32.60%。结果也证实了SSIS-NC结构在长周期地震作用下不会引起共振。另一方面，CAMSBID-NC结构隔震层存在过大变形。
不确定度和灵敏度分析程序（CUSA）中的新策略及其在核反应堆计算中的应用
最佳估计加不确定性（BEPU）分析方法比保守假设下的安全分析方法能提供更多的信息，提高计算结果的可靠性。基于统计抽样的不确定度和灵敏度分析方法在多物理、多尺度耦合核反应堆系统的实际应用中得到了广泛的应用。本文介绍了一种新颖有效的正态和均匀分布输入采样方法，并在经典统计理论的基础上，建立了系统的不确定度和灵敏度分析理论。在此基础上，更新了不确定性与敏感性分析（CUSA）程序。为了应用，我们深入研究了共振和非共振同位素的显式和隐式效应，并给出了一个简单的计算公式2个pin单元被认为是检验CUSA性能、总不确定度和灵敏度的分析能力。数值结果表明，本文所建立的隐式灵敏度分析模型和不确定度量化函数是正确的，可用于核反应堆计算中的灵敏度和不确定度分析。更重要的是，LHS-SVDC被推荐用于传播多组截面中的不确定性。
基于摄动理论的二维/一维传输码全核特征值灵敏度和不确定性分析
在核反应堆物理中，多组截面不可避免地存在不确定性，这些不确定性被认为是最重要的不确定性源。在自行研制的三维高保真中子输运程序HNET的基础上，利用微扰理论直接计算了中子输运的灵敏度系数千有效对于多组截面，利用变换方法直接从估计的协方差数据中生成具有特定能量群结构的相对协方差矩阵。然后，应用“三明治法则”对千有效. 基于这些方法，我们在HNET中开发了一个新的SU模块来直接量化千有效一步确定传输方法的不确定性。为了验证HNET灵敏度和不确定度分析的准确性，采用无限介质问题和二维pin单元问题进行SU分析，数值结果表明HNET灵敏度和不确定度分析的精度是可以接受的。最后，千有效利用HNET对三维微芯进行了SU分析，并从数值结果中得出了一些重要结论。
超临界CO2个小型模块化反应器布雷顿循环的热力学分析
耦合超临界二氧化碳2个)布雷顿循环与第四代反应堆的概念可以带来高紧凑性和效率的优势。本研究旨在设计出适当的简单、再压缩的S-CO2个布雷顿循环作为中温铅快堆的间接冷却系统，在不同的排热温度（从32°C到55°C）下对布雷顿循环性能进行量化，以研究其在干旱沙漠地区或供水丰富地区等不同情况下的潜在用途。高效S-CO2个布雷顿循环可以抵消低堆芯出口温度（本研究为480°C）和高压缩机进口温度（本研究为32°C至55°C）导致的功率转换效率降低。开发了热力学分析求解器，为分析提供了工具。求解器包括压缩机和涡轮的涡轮机械模型以及回热器和预冷器的换热器模型。在考虑回热器温差约束和循环效率的情况下，对铅快堆在水冷和干冷条件下的简单布雷顿循环和再压缩布雷顿循环进行了优化设计。在水冷条件下，再压缩布雷顿循环和简单布雷顿循环的最佳循环效率分别为40.48%和35.9%。在干燥冷却条件下（压缩机入口温度等于55°C），再压缩布雷顿循环和简单布雷顿循环的最佳循环效率分别为34.36%和32.6%。增大空冷流量有助于降低压气机进口温度。压缩机入口温度每降低5°C，再压缩布雷顿循环的循环效率提高1.2%，简单布雷顿循环的循环效率提高0.7%。本文对中温核应用的布雷顿循环的设计提出了有益的结论和建议。
机械下降模拟包壳和模拟燃料棒制造的实验方法
我们正在开发一种实用的机械升降梯，它可以切割核乏燃料棒切割（外壳+芯块），数量为几十公斤/批的重金属，以供应铀2个球团矿的氧化过程。该机械升降器用于通过水平切割燃料棒的包壳管从包壳管中分离和回收核燃料材料。韩国原子能研究所（KAERI）正在改进机械下降装置的性能，以提高乏燃料棒芯块的回收率。然而，由于实际的核乏燃料具有危险的毒性，我们需要开发模拟的乏燃料棒，用于连续的机械下降实验。我们描述了开发模拟包壳管和模拟燃料棒（物理性质与乏核燃料相似）的程序。采用两种模拟燃料（模拟管 + 黄铜芯块和锆-4管 + 模拟陶瓷燃料棒）进行了性能试验，评价了机械式斜梯的脱包能力。为分析乏燃料包壳管截面的割缝特性，研制了模拟管。模拟陶瓷燃料棒（具有与实际压水堆乏燃料颗粒相似的机械性能）是为了确保机械下降装置能够切割实际压水堆乏燃料。我们使用可浇铸的粉末颗粒来模拟真实废铀的压缩应力2个弹丸。确定了具有与实际乏燃料相似压应力的模拟球团的生产准则，并将浇注料插入锆-4合金管中进行烧结，制备出模拟燃料棒。为了研究模拟陶瓷燃料棒的切分特性，采用机械阶梯法进行了验证实验。
