基于新型泳池式研究堆BNCT中子束流装置方案设计研究

本研究基于新型泳池式研究堆设计方案,开展了硼中子俘获治疗(BNCT)能谱可变中子束流装置的初步方案设计。根据新型泳池堆堆芯结构,采用屏蔽体及准直器组合方式,对BNCT的中子慢化层、热中子吸收层、伽马屏蔽层以及中子准直器进行了分析计算及优化,在不增加中子引出束流孔道数量的前提下,实现了超热中子及热中子BNCT束流的切换,通过理论计算分析确定了两种装置的中子束流特性,超热/热中子通量密度、单位快中子剂量、单位光子剂量、热中子通量占比等参数均符合IAEA-TECDOC-1223报告的BNCT推荐参考标准,可用于不同能量需求的硼中子俘获治疗,为新型多功能泳池堆的应用及推广提供了技术支持。

基于Reactor与非阻塞IO的服务端框架设计与实现

吞吐量对服务端框架的处理效率有着重要的影响,为了进一步提升传统服务端框架的吞吐量,提出了一种基于Reactor模式与非阻塞IO的服务端框架。首先,对Reactor模式与非阻塞IO进行了优势分析,并阐述了Reactor线程池的分发逻辑;其次,通过设计自适应缓冲区结构降低了内存分配次数,提升了数据读入和写出的效率;最后,通过设计双缓冲结构优化了日志的写入操作,提升了日志写入效率。实验结果显示:在单线程测试环境下,对比libevent,该服务端框架吞吐量平均提升了9%;在多线程测试环境下,分别在100连接与1000连接时,对比Boost.Asio,该服务端框架吞吐量分别平均提升了28.66%与20.76%。这表明该服务端框架吞吐量较高,可应用于较大数据量请求的场景。

池式反应器管板腐蚀原因分析及处理

针对池式反应器列管冲刷腐蚀问题,从工艺运行、设备结构进行分析,通过对池式反应器列管管板孔增加衬管并进行胀焊处理,有效避免了管板孔的冲刷腐蚀扩大化。池式反应器经处理后运行至今,系统各工艺指标参数正常。

基于XML和Reactor模式的消息中间件的设计

在复杂的分布式计算环境中,中间件已经成为分布式计算应用的关键性部件。本文设计实现了一个基于消息队列的消息中间件系统,用于集成分布式应用,提供可靠的和松耦合的通信服务。系统采用XML定义消息,统一了消息格式;采用Reactor设计模式,提高了系统的模块化和可重用性。

基于Reactor的南极科考支撑平台高性能服务器设计

南极科考支撑平台的可靠运行需要高性能的监控服务器作为保障。南极监控服务器主要由数据采集与处理模块和数据收发与处理模块两部分组成。将这些功能抽象为服务器的时间事件和网络事件,采用Reactor模式来构建事件驱动的服务器程序,实现了业务代码与底层事件处理框架的分离,通过引入线程池来处理耗时任务或阻塞操作提高服务器的性能。

低温堆供热控制研究

核能作为清洁、高效的能源,可以取代燃煤用于冬季供暖,从而实现供暖过程中“减污降碳”的目标。针对热网提出的供热需求指标,本文基于MATLAB/Simulink仿真平台,建立了池式低温堆全厂主系统模型,并提出了可用于反应堆功率调节的供热控制方案。文中主要针对功率定值调节过程和热网事故小扰动工况反应堆响应过程作了详细分析。仿真研究结果显示,该控制方案能够根据热网对负荷的需求,调整反应堆功率,调节过程中反应堆各温度参数都在安全限值以内,并能够将用户室内温度维持在一个相对稳定的范围内。同时,该控制方案具有一定的抗事故工况负荷小扰动能力。在热网管网断裂等事故造成的负荷阶跃小扰动时,能够维持反应堆功率不变,使各回路温度在安全允许的范围内缓慢改变并重新达到稳定,且用户室内温度稍微变化后即可重新稳定。因此,该供热控制方案具有一定的设计参考价值。

49-2游泳池反应堆辐照生产^(90)Y的可行性研究

^(90)Y是一种较理想的治疗用放射性核素,其标记的放射性药物被广泛用于多种癌症的诊断和治疗。49-2游泳池反应堆(简称49-2堆)是放射性同位素生产的优良平台,为验证49-2堆辐照生产^(90)Y同位素的可行性,利用蒙特卡罗程序MCNP6(Monte Carlo N-particle 6)与SCALE6.1程序,计算在49-2堆芯内E8、H8、D10三个典型位置处辐照高纯氧化钇(Y 2O 3)靶生产放射性同位素^(90)Y的活度,并与H8位置的辐照实验结果进行对比。理论计算结果表明:E8孔道是最佳辐照位置,孔道平均中子通量密度为1.09×1014 n/(cm-2·s);E8、H8孔道可生产高比活度的^(90)Y(>10 Ci/g),所需辐照时间分别为2、6 d;辐照产生的放射性同位素^(90)Y中杂质核素含量较低(<105)。与49-2堆内H8孔道处^(90)Y辐照实验结果对比,偏差为4.02%。以上结果表明,利用49-2堆辐照高纯Y 2O 3靶可生产满足医用标准的^(90)Y同位素。

不同地基条件对泳池式反应堆结构地震响应的影响

泳池式反应堆(简称泳池堆)是环境友好型的新型供热源,不同地基条件下反应堆厂房结构的地震响应是进行抗震设计的关键技术参考。以某堆型泳池式反应堆厂房为研究对象,基于ANSYS软件及UPFs的二次开发特点,建立考虑液晃效应的泳池堆-地基三维动力相互作用模型,其中,通过创建黏弹性边界单元来考虑散射波的能量耗散,采用Housner等效力学模型模拟动液压效应,从而开展不同地基对泳池堆厂房结构地震响应的影响分析。分析结果表明:当地基土的坚硬度、刚度逐渐减小时,泳池堆的地震响应变化明显,特别是由岩性地基逐渐变为土质地基时,结构的主应力和层间位移角逐渐增大,而加速度反应谱则逐渐减小。研究成果可为不同型号泳池堆的抗震设计提供有益的参考。

核电厂反应堆水池覆面焊缝的阵列涡流检测

核电厂反应堆水池普遍采用不锈钢覆面结构,在建造和运行期间均发生过泄漏现象。从覆面结构特点出发,开展了覆面焊缝的阵列涡流检测试验,主要探讨平面对接焊缝中人工刻槽和孔型缺陷的可检出性。结果验证了阵列涡流用于反应堆水池焊缝缺陷检测的可行性。通过对某电厂在役检测期间的反应堆水池焊缝进行阵列涡流检测,总结了其特点及存在的问题,可为核电厂在役期间水池查漏提供参考建议。

铅铋堆系统分析程序开发初步研究

为解决多维计算程序对铅铋堆主回路进行长时间模拟时所需计算资源庞大的问题,基于自主开发的一维CFD程序,将零维点堆动力学模型及二维燃料棒传热模型集成到其中,并进行多物理场耦合,开发了一款适用于池式铅铋堆的系统分析程序。使用OECD/NEA发布的加速器驱动次临界系统(ADS)失束事故国际基准例题,对所开发程序进行稳态以及瞬态验证,以确保模型准确性。验证结果表明,所开发程序在关键参数上与发布结果吻合较好,且所需计算资源明显小于多维程序,证明了该程序可以对池式铅铋堆进行初步的热工水力及安全分析。

西部高原某污水处理厂的MBBR改造效果分析

我国西部高原地区海拔较高、水温较低,是污水处理的一大障碍。西部某污水处理厂中原厂和扩建工程的生化处理工艺均为四级缺氧/好氧(AO)工艺,为了提高出水质量以及水资源的利用率,采用移动床生物膜反应器(MBBR)进行原池改造。改造后,即使在冬季水温低于10℃的情况下,出水CODCr、BOD5、氨氮、TN、SS和TP也能够稳定达到设计标准,证明了MBBR工艺在高原寒冷地区应用的可靠性。硝化小试研究发现,活性污泥对有机物的去除性能高于悬浮载体,而悬浮载体的硝化性能强于活性污泥,可为后续高原地区MBBR工艺的设计提供一定的参考。悬浮载体上硝化菌属(Nitrospirota、Nitrosomonas、Nitrolancea)的相对丰度高于活性污泥,是强化系统硝化性能的微生物学基础,间接证明了MBBR工艺在应对低温废水方面的优势所在。改造后,原厂和扩建工程的直接运行费用为0.471元/m^(3),且运行稳定,为后期西部寒冷地区MBBR的工艺推广提供了借鉴意义。

某淀粉厂工业废水处理工艺的探讨

以某淀粉及副产品技改扩能项目为例,通过运用厌氧生物处理工艺和好氧生物处理工艺,去除淀粉生产过程中排放废水中的污染物。结合淀粉废水的水质特征,经过系统分析,严格计算,最终决定采用ABR反应器+CASS池+BAF池三者相结合的生物处理工艺。该设计流程简单,成本较低,处理效果较好,适用于大中型淀粉厂废水的处理。

M310型压水堆机组换料大修反应堆水池水质浑浊研究与处理

核电机组换料大修装、卸料前反应堆水池充满水后水质浑浊将导致无法正常执行装、卸料工作,从而延误大修主线,延长大修工期,给核电厂带来较大经济损失。本文根据M310型压水堆机组换料大修期间一回路冷却剂及反应堆水池水质变化情况进行全面分析,识别出可能导致反应堆水池充水后水质浑浊的主要因素,并结合机组大修期间相关系统实际运行工况综合考虑分别制定对应的改进策略,经实际验证效果显著,能够有效改善反应堆水池充水后水质浑浊度,可供同行电厂参考。

泳池式低温供热堆数字化保护系统设计研究

保护系统是核电厂最重要的系统之一,在设计基准事故发生期间和发生之后用来完成反应堆紧急停堆、堆芯冷却和余热导出功能,对确保核电厂的安全起着至关重要的作用。随着计算机技术的快速发展,当前新建或者改造中的核电厂保护系统多采用数字化技术。本文基于核安全法规、核安全导则及标准中的相关设计准则,并结合泳池式低温供热堆特点及核电厂保护系统数字化产品现状,研究并提出了适用于泳池式低温供热堆的保护系统设计方案。该方案具有可靠性高,系统架构简单,经济性高等特点。

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统设计

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,在其乏燃料水池冷却系统设计时结合了其他堆型乏燃料水池系统的设计优点。本文从系统调研入手,通过归纳总结三代核电机组乏燃料水池冷却系统的配置特点,研究模块化小型堆的乏燃料水池冷却系统设计方案,并通过使用Flowmaster软件模拟各个工况下乏燃料水池冷却系统的流体特性,对现有的布置条件和设备选型进行校核计算,并基于计算得到的流体参数确定各工况下限流孔板的特征参数和主要工作泵的工况参数等,为设备的设计和采购提供了依据。

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统仿真分析

采用Flowmaster软件,建立了多用途模块式小型堆(ACP100)的乏燃料水池冷却系统主要设备及系统的物理模型,进行了稳态及瞬态仿真分析,确定了衡量系统达到预期运行状态的关键指标。分析并校核了最严苛工况下冷却水泵的汽蚀余量(NPSH),得到了腔室液位变化的运行特性。研究成果可为该系统的设计及评估提供思路和仿真模型支持。

池式供热堆厂址设计中的基准地震探讨

小型核反应堆具有较好的安全特性和广泛的应用领域,并获得越来越多的关注。相对于大型核电站而言,外部约束条件对小型堆的推广有很大影响,对需要靠近公众用户的核能供热堆更是如此。该文针对固有安全性较高的池式低温供热堆,论证其能够实际消除明显厂外放射性释放,厂址设计基准地震可以合理优化,作为核能供热设施能够适应我国采暖区大部分厂址条件。

池式钠冷快堆DCS优化对SBO事故安全影响的研究

池式钠冷快堆技术在我国快速发展。随着相关技术发展和工程经验的积累,为了在保障机组安全运行的基础上提升全寿期经济性,在新建快堆项目上以“集中显示、分布控制”技术思路为指引,对分布式控制系统(DCS)架构进行优化,以压缩DCS规模和相关电缆用量。对DCS的支持系统--交流不间断电源(UPS)和机柜间通风系统同步进行了优化,提升了DCS电源保障程度。优化通风系统运行方式并核算确认事故条件下环境温度满足DCS机柜运行要求。基于快堆固有安全性,分析上述优化内容对机组全厂断电(SBO)工况下的反应堆安全功能的影响,确保反应堆、人员、环境的安全。研究成果应用于池式钠冷快堆的新建项目,压缩了DCS整体成本,为同类堆型的DCS架构设计及相关安全影响分析提供参考。

池式低温供热堆

本文论述了低温核供热的一个重要研究方向——池式供热堆研究的现实意义。简介国外不同类型池式供热堆的设计和研究概况。介绍了深水池系列低温供热堆设计的特点,以及它在工程示范阶段的几种可能应用的典型实例。展示了系列深水池供热堆对我国低温核供热应用的意义。

120MW池式低温供热堆

简介深水池３型（ＤＰＲ－３）供热堆的结构特点、安全性、经济性及辐照应用。