铅基反应堆研究现状与发展前景

以铅或铅合金(统称铅基材料)为冷却剂的反应堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性,已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。本文简要介绍了先进核能系统发展趋势和铅基反应堆在核能发展中的地位,重点对铅基反应堆的发展历史与现状、铅基反应堆的基本特性以及铅基反应堆未来的发展前景进行了总结。

核电站风险监测器软件开发研究

在大型概率安全分析软件系统Risk A的基础上,开发了具有自主知识产权的核电站风险监测器Risk Angel。使用Risk Watcher及大亚湾核电站的部分参考模型对Risk Angel系统进行了测试。测试结果表明,Risk Angel完全可以用于核电站实时风险的计算。

超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC

蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。SuperMC目前已发展了精准建模、高效计算、四维可视化等关键技术,通过2 000余个国际基准模型及实验的验证与确认,在反应堆工程等方面获得广泛应用,本文对其发展概况进行介绍。

基于可编程图形处理器的可视化技术在中子学分析中的应用研究

随着计算模型规模与复杂性的不断提高、中子学自动建模程序的发展,中子学计算后处理已逐渐成为中子学分析工作的瓶颈。FDS团队为提高中子学计算后处理效率,利用科学计算可视化等相关技术,自主研发了集数据管理、预处理与可视化分析于一体的中子学可视化系统SVIP-N;并基于可编程图形处理(programm able Graphics Processing Unit,GPU)实现了体数据的裁剪可视化等高级功能。以国际热核实验堆ITER的中子通量密度场为测试用例进行的测试与初步应用实践表明,SVIP-N显著简化了中子学分析工作的流程,提高了分析效率,为中子学计算后处理提供了直观、高效、实用的可视化分析环境。

国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究

中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我国目前在聚变核安全监管与许可方面的现状与存在的问题,为我国聚变核安全监管提出了发展建议。

聚变堆液态金属锂铅实验回路温度测量与控制方法探索

液态金属锂铅实验回路是研究聚变堆液态金属包层技术独一无二的实验平台.为了探索锂铅回路高温锂铅温度测量与控制方法,对316L不锈钢管道进行加热,并设计了其温度控制系统,以测试K型铠装热电偶不同工作端形式的测温效果.发现同一截面处露端式热电偶温度测量比接壳式(或绝缘式)更接近于实验设定温度,其温度曲度波动小.因此采用露端式热电偶测温方法及加热温控和数据采集系统应用于中国第一个热对流锂铅实验回路DRAGON-I,其温度测量和控制系统完全满足锂铅回路的要求.

三维医学图像配准在图像引导放疗中的应用

为了确定病人的摆位误差,实现精确放疗,提出一种改进的Demons弹性配准算法。采用FDK算法对锥形束CT(CBCT)图像进行三维重建,利用可视化工具包(VTK)体绘制法可视化重建结果;在分割与配准工具包(ITK)基础上实现Demons算法,并基于对称梯度的思想,将参考图像和浮动图像的梯度场信息加入到Demons算法中,给出新的Demons形变力公式。分别使用单模态和多模态医学图像进行配准实验,结果显示改进的Demons算法与原始Demons算法相比,配准速度更快、精度更高。基于对称梯度的Demons算法更适用于图像引导放射治疗中CBCT重建图像与CT计划图像间的配准。

CLAM-316L TIG焊接接头显微组织特征分析

采用309焊丝对中国低活化马氏体(CLAM)钢和316L不锈钢进行TIG焊,并利用光学显微镜、扫描电镜和维氏硬度仪分析对接接头的微观组织和显微硬度分布。结果表明,CLAM-316L TIG焊接头按照显微组织特征可分为六个区域,即CLAM钢母材、CLAM钢热影响区、CLAM钢熔合区、焊缝金属、316L热影响区、316L母材。CLAM钢熔合区显微组织为淬火马氏体;焊缝金属区为粗大的胞状枝晶组织;316L热影响区和母材均为奥氏体组织,热影响区晶粒尺寸有明显长大。焊态接头整体硬度分布均匀,只有CLAM钢熔合区硬度较高。

蒙特卡罗粒子输运计算网格计数方法研究

在进行反应堆数值模拟时,通过网格计数方法可以精细地统计整个堆芯中多种物理量的空间分布情况。本文基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC发展了一种反应堆静态物理参数的网格计数方法。通过日本原子能研究所临界实验装置TCA例题进行了数值验证,计算结果与MCNP计算结果吻合较好,表明了本文方法的可行性与正确性。