科学与核设施的技术

新的结构隔震系统（SSIS）打算为重要建筑物高度的安全性，例如核电厂，海上石油平台，以及对近断层高楼大厦和长周期地震。所呈现的结构SSIS脚基座和地基接触面已被设计为取决于地震土壤上层建筑参数的任何弯曲表面（球形，椭圆形等），并且这些接触表面已经通过使用弹性体（铅芯橡胶或分离层压橡胶支座具有高达4秒周期）隔震装置。这将允许结构提供倒立摆的行为。由于这种行为的结果，该结构的固有周期将具有较大的时间间隔，它们比大多数可能的地震包括近断裂带的主要周期大。因此，该结构可以维护强和长周期地震发生后其适用性。这项研究调查了SSIS的核遏制（SSIS-NC）结构的性能。SISS-NC结构的有限元模型已经被开发出来，并且该模型的非线性动态分析已经在强和长周期的地面运动进行的。结果都与用于核遏制（CAMSBID-NC）和固定基核遏制（FB-NC）结构地震隔震装置的传统应用方法相比被呈现。底部和顶部的加速度，有效应力，和SSIS-NC结构的临界剪切应力响应是在比那些CAMSBID-NC结构的平均降低48.67％，36.70％，32.60和％分别。 The result also confirms that the SSIS-NC structure did not cause resonant vibrations under long-period earthquakes. On the other hand, there is excessive deformation in the isolation layers of CAMSBID-NC structure.

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最佳估计加不确定性（BEPU）分析方法可以提供更多的信息，以提高计算结果比用保守的假设安全分析的可靠性。和统计基于采样的不确定性和敏感性分析方法被广泛应用在多物理场，多尺度耦合的核反应堆系统的实际应用。在本文中，被引入用于与正常且均匀的分布输入的新颖的和有效的采样方法和不确定性和敏感性分析一个系统的理论是基于经典的统计理论建立。然后不确定性的代码和敏感性分析（CUSA）基于这些新的策略进行更新。对于应用程序，对于共振和非共振同位素的显性和隐性影响都需要深入研究，和一个简单的UO₂销细胞被认为检查CUSA的性能和总不确定度和灵敏度分析的能力。数值结果表明，隐式灵敏度分析模型和CUSA开发了不确定性量化功能是正确的，可以用于在核反应堆计算灵敏度和不确定性分析。更重要的是，LHS-SVDC建议传播的不确定性在多组的横截面。

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对于核反应堆物理学，在多组截面不确定性因素不可避免地存在，这些不确定因素都被认为是最显著的不确定性来源。基于家庭开发的3D高保真中子输运代码HNET，扰动理论被用来直接计算的灵敏度系数ķ_EFF于多组的横截面，并具有特定的能量组结构的合理相对协方差矩阵是直接从评价协方差数据，通过使用变换方法生成的。于是，“三明治规则”应用于量化的不确定性ķ_EFF。根据这些方法，在HNET一个新的SU模块的开发是为了直接量化ķ_EFF不确定性提供一步到位的确定性传输方法。为了验证HNET的灵敏度和不确定性分析的精确度，一个无限介质问题和2D销细胞问题被用于进行SU分析，和数值结果证明了HNET的灵敏度和不确定性分析的该可接受的准确度是可以实现的。最后，ķ_EFF三维微核的SU分析，通过分析HNET，以及一些重要的结论，也从计算结果得出。

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耦合超临界二氧化碳（S-CO₂）布雷顿循环与根-IV反应器概念可带来高紧凑性和效率的优点。本研究旨在以设计恰当的简单和再压缩S-CO₂布雷顿循环工作，作为一个中介温度的间接冷却系统导致快堆和量化与不同的排热温度的布雷顿循环的性能（从32℃至55℃），以探讨其在不同的场景的潜在用途，如干旱沙漠地区或供水丰富的地区。高效率的S-CO₂布雷顿循环可以抵消由低铁出口温度的功率转换效率降低（也就是480℃，在该研究中）和高压缩机入口温度（从32℃至55℃下，在这项研究中变化）。热力学分析求解发展到提供分析工具。解算器包括用于压缩机和涡轮机和热交换器模型同流换热器和涡轮机预冷却器模型。为引快中子反应堆水冷却和干燥的冷却条件下简单布雷顿循环和重新压缩布雷顿循环的最佳设计中考虑的同流换热器温差限制和循环效率进行。的40.48％和35.9％的最佳循环效率可以为水冷的条件下再压缩布雷顿循环和简单布雷顿循环来实现。的34.36％和32.6％的最佳循环效率可以为再压缩布雷顿循环和简单布雷顿循环干燥冷却的条件（压缩机入口温度等于55℃）下实现。增加干冷却流量将有助于降低压缩机入口温度。在压缩机入口温度每隔5℃降低会带来用于再压缩布雷顿循环和0.7％的循环效率增加了简单的布雷顿循环1.2％的循环效率增加。有益的结论和建议，提出了本文设计的中介温度核应用的布雷顿循环。

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We are developing a practical-scale mechanical decladder that can slit nuclear spent fuel rod-cuts (hulls + pellets) on the order of several tens of kgf of heavy metal/batch to supply UO₂粒料到voloxidation过程。机械decladder用于通过水平切割一个燃料棒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）是提高机械decladder增加从乏燃料棒球团矿的回收率的性能。然而，由于实际的核乏燃料危险有毒的，我们需要开发不断的实验与机械decladders模拟乏燃料棒。我们描述同时开发模拟包壳管和模拟燃料棒（物理性质类似于那些用过的核燃料的）程序。Performance tests were carried out to evaluate the decladding ability of the mechanical decladder using two types of simulated fuel (simulated tube + brass pellets and zircaloy-4 tube + simulated ceramic fuel rod). The simulated tube was developed for analyzing the slitting characteristics of the cross section of the spent fuel cladding tube. Simulated ceramic fuel rod (with mechanical properties similar to the pellets of actual PWR spent fuel) was produced to ensure that the mechanical decladder could slit real PWR spent fuel. We used castable powder pellets that simulate the compressive stress of the real spent UO₂沉淀。用于与类似于实际废燃料的压缩应力模拟粒料生产标准被确定，并且浇注料插入锆锡合金-4管和烧结，以产生模拟的燃料棒。为了研究模拟陶瓷燃料棒的纵切特性，使用机械decladder进行了验证实验。

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大气扩散模式和辐射安全分析已经使用热点保健物理代码的通用VVER-1000核电站的假设事故场景进行。总有效剂量当量（TEDE），呼吸时间积分的空气中的浓度，和接地沉积浓度计算考虑特定于站点的气象条件。结果表明：3.69最大TEDE和地面沉积浓度值Ë – 01 Sv and 3.80Ë + 06 kBq/m²occurred at downwind distance of 0.18 km from the release point. This maximum TEDE value is recorded within a distance where public occupation is restricted. The TEDE values at distances of 5.0 km and beyond where public occupation is likely to be found are far below the annual regulatory limits of 1 mSv from public exposure in a year even in the event of worse accident scenario as set in IAEA Safety Standard No. GSR Part 3; no action related specifically to the public exposure is required. The released radionuclides might be transported to long distances but will not have any harmful effect on the public. The direction of the radionuclide emission from the release point is towards the north east. It is observed that the organ with the highest value of committed effective dose equivalent (CEDE) appears to be the thyroid. It was followed by the bone surface, lung, red marrow, and lower large intestine wall in order of decreasing CEDE value. Radionuclides including I-131, I-133, Sr-89, Cs-134, Ba-140, Xe-133, and Xe-135 were found to be the main contributors to the CEDE.

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