一、遗传算法在压水堆平衡循环优化中的应用研究（论文文献综述）
何燎原[1]（2020）在《氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究》文中进行了进一步梳理作为六种第四代先进核反应堆候选堆型中唯一的液态堆,熔盐堆可在线连续添换料,其堆芯可以较小的剩余反应性运行,在安全性、经济性、燃料利用率以及防核扩散等方面均具有显着优势,是实现钍铀燃料循环的理想堆型。氯盐快堆作为熔盐快堆的一种,其重金属溶解度高、结构简单、中子经济性好、能谱硬,具有优异的燃料增殖与嬗变能力,在实现闭式Th-U燃料循环,解决当前核能发展面临的燃料利用率低、次锕系核素积累量大等挑战上具有较大的潜力。但实现氯盐快堆闭式钍铀循环方案的大规模部署同样面临很多挑战,首先要解决的是现实钍铀循环所需的燃料233U来源缺少的难题,氯盐快堆由于能谱更硬,易裂变核素的裂变截面更小,因此,达到临界需要更多的初始易裂变核素装载量,这进一步加剧了233U的来源缺乏问题。本课题从氯盐快堆平衡态的增殖特性优化入手,采用混合智能算法在固定总功率条件下对平衡态的平衡增殖性能进行了优化,然后基于优化后的堆芯模型,利用目前可获得的点火燃料（富集铀和从压水堆乏燃料中分离得到的钚以及超铀）,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）两种过渡方式下研究了点火燃料类型、后处理速率等关键参数对氯盐快堆燃料中子学性能的影响,评估了各种循环方式的性能,并将其与氟盐快堆Th-U循环以及氯盐快堆的U-Pu循环的性能进行了全面对比,突出了氯盐快堆Th-U循环的特点。本文首先对氯盐快堆的关键问题进行研究,确定了氯盐快堆的预设计方案。通过计算分析确定选用中子经济性和增殖性能较好、价格便宜、来源广泛的NaCl作为氯盐快堆的基本载体盐;接着,分析了37Cl的富集度对于堆芯的增殖性能、安全性及有害物质的产生等的影响,并综合考虑富集成本与堆芯的中子学性能等,确定了选择富集度为97%的37Cl作为载体盐的阴离子。最后,通过计算分析确定了后处理过程中需要提取的裂变产物及后处理方式。本文对氯盐快堆的平衡态增殖性能进行了优化,完成了对于氯盐快堆的优化设计。首先,经过计算,确定了待优化的变量及其变化范围;接着,为了快速优化氯盐快堆的平衡态增殖性能,发展了一种混合自适应遗传退火算法,该算法结合了遗传算法的全局搜索能力以及模拟退火算法的局部搜索性能,并加入了自适应遗传算子,测试结果表明其较好的鲁棒性与搜索效率。然后,通过耦合HAGASA算法与熔盐堆平衡态快速搜索程序MESA及SCALE的临界计算模块,发展了熔盐堆堆芯平衡态快速优化程序,对MCFR进行了平衡态的增殖特性优化,得到了优化后的堆芯基本参量。本文基于优化的氯盐快堆模型,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）过渡模式与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究了其Th-U循环性能。在B&B过渡模式下,对后处理速率分别为20 L/day、40 L/day及200 L/day的氯盐快堆Th-U循环性能展开研究,为解决自然界中不存在Th-U循环所需的启堆燃料233U这一问题,采用LEU、Pu与TRU作为启堆燃料,通过在线添加233U与232Th的方式,实现纯的Th-U循环。研究结果表明:虽然9种模式下堆芯均能顺利过渡到纯的Th-U循环,但由于初期生产的233U无法满足临界需求,需要从外界加入233U以维持临界,LEU启堆模式所需外界补充的233U量最大,在20 L/day后处理速率下的需求量达到了约424 kg左右,这无疑增加了Th-U循环的实现难度。此外,不同启堆模式对应的堆芯燃料多普勒系数和燃料密度系数在整个200年运行过程中,均能维持负值,而总的温度反应系数均在-8 pcm/K以下,较好的保证了堆芯的安全性。在预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究结果表明:在慢速后处理条件下（40 L/day）,LEU的233U净产量与TRU与Pu启堆循环相当,平均年净产量约为565 kg,相应的倍增时间约为13年,但其“置换比”远小于TRU与Pu启堆,这意味着增殖相同质量的233U,需要消耗更多的易裂变燃料。当堆芯的燃料后处理速率超过85 L/day,LEU启堆的PB&B的循环模式将无法在200年的堆芯运行中始终保持临界,而对于TRU与Pu启堆模式,将后处理速率提升至300 L/day,其233U年产量约为928 kg与940 kg,倍增时间缩小至6.6年左右;最后,在B&B与PB&B过渡模式下,将氯盐快堆Th-U循环与氟盐快堆Th-U循环及氯盐快堆U-Pu循环在相同条件下进行了对比,结果表明:氯盐快堆在增殖性能、后处理要求、裂变产物及次锕系核素的积累量等方面均优于氟盐快堆,而氟盐快堆具有更大的缓发中子份额;氯盐快堆U-Pu循环相比于Th-U循环具有更大增殖比,更短的倍增时间,但其负温度反应系数绝对值及缓发中子份额更小,次锕系核素积累量更多,从而导致其放射性毒性等更强。
石明珠[2]（2020）在《核动力船舰超临界二氧化碳循环系统建模及性能分析》文中认为大型船舰装备研发与技术升级是海防发展的重中之重,发展核反应堆为其提供动力是未来的明确发展方向。现阶段大型船舰普遍采用以压水堆结合蒸汽循环的动力装置,循环热效率较低且其进一步提升受限,开发高效紧凑的新型动力系统是提升船舰整体性能的重要技术途径之一。超临界二氧化碳（supercritical carbon dioxide,S-CO2）循环在反应堆冷却剂出口温度范围内,具有能量转换效率高、设备结构紧凑及安全性优越等突出优势,极具发展前景。本文将S-CO2动力循环与舰船核反应堆相耦合,构建核动力船舰S-CO2循环系统,并对动力系统及其关键部件的综合性能展开系统性研究。本文选取铅冷快堆、高温气冷堆、钠冷快堆和压水堆4种典型舰船核反应堆,联合再压缩、内冷、部分冷却及再热4种模式的S-CO2动力循环,构建了16组面向大型船舰的核反应堆S-CO2循环动力系统及其热力学模型,研究分流比、堆芯冷却剂出口温度、透平入口压力、压缩机入口压力、循环最低温度等关键参数对各系统循环热效率的影响规律,结合分析结果优化参数,形成16组动力系统的高效参数运行方案。以循环热效率为评价指标,将再热模式的S-CO2循环优选为各核反应堆最优循环系统,提出了核反应堆最优S-CO2循环动力系统的整体配置方案。基于上述最优动力系统,展开了透平、压缩机、换热器等系统关键部件的特性分析。探究了透平、压缩机等熵效率和回热器最小换热端差等性能设计参数对循环热效率的影响,分析了不同运行工况下各系统内热功转化过程的变化特性。通过构建半圆形截面的直线形及Z形通道型式的印刷电路板式换热器（Printed Circuit Heat Exchanger,PCHE）三维数值模型,分析工质雷诺数、入口温度与出口压力等运行参数,以及通道管径、转折角度和节距等结构参数的影响,揭示了系统关键换热部件（双回路中间换热器、低温回热器）的流动特性与传热性能变化规律,得出了变工况条件下的流动传热关联式。建立（火用）分析与体积计算模型,综合循环热效率、（火用）效率及紧凑度等多重评价指标,对核动力船舰S-CO2循环系统性能进行了全面评估。铅冷快堆、钠冷快堆、高温气冷堆及压水堆最优S-CO2循环动力系统的（火用）效率依次降低,各系统内所有部件的（火用）效率均高于90%;且再热循环系统的体积高于再压缩循环,应用于铅冷快堆的循环系统紧凑性相比于高温气冷堆更高。综合评估结果表明:铅冷快堆最优S-CO2循环动力系统兼具高热力学效率和结构紧凑性,非常适用于船舰动力装置。
韦子豪,王端,王东东,潘翠杰[3]（2020）在《神经网络-遗传复合算法在压水堆堆芯换料设计中的应用》文中进行了进一步梳理基于大规模数据的训练,神经网络模型能迅速准确预测堆芯的有效增殖因数(keff)、组件功率峰因子（Rad）和棒功率峰因子（FΔH）,并以这3个参数作为衡量换料方式优劣的标准,构造改进的遗传算法从大量堆芯燃料方案中迅速搜索出最优排布方案,解决了在大量堆芯换料方案中选择最优方案费时的问题。堆芯装载方式建模时,设计二进制向量作为输入参数,有效减少了网络复杂度、提高了预测精度;最优方案搜索时,具有独特交叉算子、选择算子的遗传算法保证了搜索结果在可行域内,并提高了搜索效率。理论分析和数值实验结果表明,包含1个隐藏层的单隐层自适应BP网络可很好预测keff数据,包含3个隐藏层的自适应BP神经网络可较好地预测Rad和FΔH数据,再运用遗传算法快速搜索出了较理想的换料方案,为人工智能算法在核工业中的进一步深入应用提供参考。
丁辉[4]（2019）在《基于混合差分进化的智能核设计方法研究》文中认为反应堆核设计优化是核工程设计中的重要内容,对提高核电站的经济性和安全性至关重要。由于涉及变量众多并存在诸多约束,使得核设计优化过程十分繁琐复杂。目前基于人工智能的优化方法已在核设计优化领域应用较为广泛,但存在收敛性不足、受参数影响大的问题,导致优化结果有时反不如人工优化。本文基于中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC“超级蒙卡”,开展了智能核设计方法研究,主要研究内容和创新概括如下:（1）发展了混合差分进化的核设计优化方法。核设计优化中变量类型包含连续型与离散型。差分进化算法（Differential Evolution,DE）设计为处理连续空间优化问题,难以处理其中离散变量的优化。本文基于DE算法发展了混合差分进化的核设计优化方法（HTDE）。HTDE中对离散变量编码方式进行了设计,发展并增加了相应的变异与交叉策略,实现了混合变量问题的优化。为了进一步提高算法的性能,提出了一种新的自适应交叉概率,并采用了反向学习方法。在连续、离散优化测试及PWR堆芯装载优化性能测试例题中,HTDE均表现了良好的收敛性与鲁棒性。（2）发展了非支配混合差分多目标核设计优化方法。核设计优化中往往涉及多个目标的同时优化,NSGA-II是解决多目标优化的经典算法,但其存在多样性与收敛性不足的缺点。本文将HTDE和NSGA-II融合,采用了改进的拥挤度算子,提出了新的排序策略与种群动态调整策略,发展了非支配混合差分多目标核设计优化方法（MHTDE）。为了验证MHTDE的性能,本文使用了国际多目标基准例题对MHTDE进行了测试,结果显示了MHTDE在处理多目标优化问题中的效率。本文分别使用西屋压水堆、田纳西反应堆WBN1以及萨瓦娜核动力船优化基准题对发展的方法进行了综合测试。西屋压水堆装载优化目标为保证有效增殖因数keff满足限值的情况下使功率峰因子（PPF）最小,优化方案将PPF从1.60降至了1.21。田纳西反应堆WBN1的优化目标为最大化keff、最小化PPF,同时考虑慢化剂温度系数等的约束,优化后keff提高1.0%,PPF降低2.6%。萨瓦娜船屏蔽设计优化中,在保证剂量水平在可接受范围内的前提下,优化后屏蔽体重量降低了25.5%,体积降低了15%。以上综合测试证明了本文发展的优化方法的可行性与有效性,可广泛应用于复杂反应堆核设计优化中。
黄锦锋[5]（2018）在《基于事故容错燃料的小型压水堆研究》文中研究指明安全,是核能发展的生命线。核能是一种清洁高效的能源,面对全球气候变化,核能本应当发挥更大的作用。然而,核电的安全问题始终没有完全得到妥善解决,这制约了核电技术的发展和普及。日本福岛核电事故发生后,国际核工业界和学术界进行了反思,认为必须从根本上提高核反应堆的安全性,减小核泄漏风险。一种可行的途径是发展事故容错燃料（Accident Torelant Fuel,ATF）,通过解决传统燃料的缺陷并消除氢气爆炸风险,以此提高反应堆的安全性。另一种可行的途径是发展小型堆,减小单个反应堆发生事故的概率,并将事故影响范围控制在有限范围内——甚至限制在核电厂区内。然而,ATF燃料在发生事故时,到底能够起到多大的作用,一方面与ATF燃料本身特性有关,另一方面也与反应堆的设计和安全措施有关。本论文以事故容错燃料中的一种,即全陶瓷微封装（Fully Ceramic Microencapsulated,FCM）燃料为对象,将其作为一种替代燃料,应用于热功率为200MWt的常规小型压水核反应堆中,研究基于FCM燃料的小型压水堆的安全特性,并分析应用FCM燃料可能带来的问题。由于FCM燃料的填充因子低,相同体积下比传统压水堆芯块燃料的重金属燃料装载少,因此用低富集铀无法得到足够长的循环长度。而FCM燃料作为替代燃料,又无法增加燃料的体积。为了保证反应堆的循环长度在合理范围内,同时不增加反应堆的体积,本文选用富集度为19.9%的燃料。使用高富集度的燃料会增加堆芯的剩余反应性。而小型压水堆为了操作方便,一般不用可溶硼酸来控制剩余反应性,这使得堆芯的反应性控制难度变大。为了研究使用FCM燃料带来的小型堆剩余反应性控制问题,本文首先研究了不用可溶硼酸情况下,应用可燃毒物对200MWt的小型压水堆进行剩余反应性控制。用三种可燃毒物包括钚-238添加到燃料内核、整体型可燃毒物、通水环状可燃毒物来进行反应性控制。ATF燃料在理论上虽然具有更好的耐事故能力,然而FCM燃料改善小型堆安全性的程度需要在实际中进行量化分析。在第三章中,先使用MCNP程序,对小型堆堆芯进行了中子学分析,得到了三维堆芯功率分布,将其值传递给RELAP5进行热工水力分析。使用RELAP5程序建立了小型堆主回路模型,分析在无应急堆芯冷却系统的情况下,发生假想的小破口事故和大破口事故后FCM燃料棒及包壳的失效过程。分析结果表明,FCM燃料相比常规燃料来说,能够为反应堆提供更长的干预时间,因而具有更佳的安全特性。由于单批次换料的卸料燃耗深度不高,而多循环燃料管理可以降低初始剩余反应性,增加卸料燃耗深度,因此,为了优化FCM燃料在小型压水堆中的燃料管理,本文分别对三批次换料策略和五批次换料策略进行计算,比较了初始剩余反应性、循环长度、功率峰因子和卸料燃耗深度等,提出了堆芯换料的优化策略。FCM燃料用于常规小型压水堆,只能够在一定程度上增强小型压水堆的安全性。如果根据FCM燃料对小型压水堆的堆芯进行改进设计,有可能实现核电站的本质安全。因此,本文对使用FCM燃料的堆芯进行了初步理论建模和分析,计算表明对于低功率密度的小型压水堆,可以实现在没有专设安全设施的情况下,只通过辐射传热方式把停堆衰变热导出,从而实现核电站的放射性本质安全。
石秀安,张明,刘志宏[6]（2018）在《压水堆换料设计优化软件工程实用化改进及验证》文中研究说明目前国内外开发的堆芯换料设计优化软件没有考虑实际的换料设计要求、现场运行要求及相关安全事故分析限制,导致这些优化软件都未能真正应用。研究结合实际换料设计工程经验,摸索分析了堆芯装载方案与主要换料设计要求、现场运行要求以及安全事故分析限制（主要是反应性事故限值）之间的关系,对主要影响因素进行了定量分析,总结了判断依据和经验,并将其用于特征统计算法换料设计优化软件中,成功开发了可直接应用于实际换料设计的优化软件。通过工程检验表明,结合本研究成果的换料设计优化软件高效实用,可直接用于实际核电厂的堆芯换料设计。
黄杰[7]（2017）在《钍基柱状高温气冷堆多尺度空间分离效应研究》文中研究表明由于天然钍中不含有任何易裂变核素,因此必须向其中加入额外的易裂变核素以提供裂变中子使232Th转换为233U。向钍基燃料中加入易裂核素将涉及两个基本问题,一个是钍含量问题,即应向燃料中加入多少易裂变核素和钍;另一个是空间分离效应,即加入的易裂变核素和钍在空间上应如何混合。按照空间分离尺度递增的顺序,在柱状高温气冷堆中有4个空间分离尺度:无分离级、TRISO级分离、燃料棒级分离和组件级分离。围绕钍含量和空间分离效应,本文计算了各个空间分离尺度和各个钍含量下堆芯平衡循环的性能,揭示了多尺度空间分离效应的机理,最后通过燃料成本确定了最佳分离尺度和最佳钍含量。为了获取堆芯平衡循环性能,基于反应堆物理计算两步法使用DRAGON V4程序搭建了一个能模拟柱状高温气冷堆换料的计算平台。由于换料方式和空间分离尺度均能显着地影响堆芯平衡循环性能,为了单独研究多尺度空间分离效应,首先对一批换料方案下的多尺度空间分离效应进行了分析。分析结果表明多尺度空间分离效应产生的根源是232Th和238U核物理特性不同,而空间自屏效应通过增强232Th对中子的吸收和减弱238U对中子的吸收将二者的差异进一步放大。虽然上述研究已证实当采用相同换料方案时,多尺度空间分离效应有利于堆芯性能的提高,但是当采用不同换料方案时,多尺度空间分离效应的这种优势是否依然存在却不得而知。为此,本文进一步研究了不同三批优化换料方案下的多尺度空间分离效应,其中三批换料方案的优化采用了遗传算法。结果表明三批优化换料方案下,多尺度空间分离效应仍有利于堆芯性能的提高。因为多尺度空间分离效应产生的根源是232Th和238U不同的中子吸收截面以及233U和239Pu不同的增殖特性,换料方式的改变只会影响堆芯性能的绝对数值而不会改变其变化趋势。如果以燃料成本作为评价准则,最佳空间分离尺度为组件级分离,当钍含量为40%左右时,各分离级的燃料成本差异最大,可达16.7%;最佳钍含量为90%,以无分离级为例,钍含量从0%增加到90%,燃料成本可降低18.4%。
刘志宏,赵晶,石秀安,张明,高伟,蔡德昌,彭良辉[8]（2014）在《特征统计算法换料优化程序CSA针对实际工程设计要求的改进研究》文中研究说明为了将自主开发的特征统计算法（CSA）燃料管理优化程序用于实际核电厂堆芯换料设计,需要针对换料设计中的一些特殊工程要求进行相应的改进。本文以岭澳核电站堆芯为计算模型,针对这些工程要求对原有CSA程序进行了改进开发,并分别在无可燃毒物堆芯、有可燃毒物堆芯以及平衡循环堆芯换料设计问题上进行了测试验证。最终的结果证明,CSA程序经过相应的改进后,完全可以真正用于核电厂堆芯换料设计和优化。
刘成洋[9]（2013）在《核动力装置总体参数最优化设计》文中研究指明核动力装置因其具有良好的续航力，较大的推进功率，以及高能量密度和核裂变不需要氧气等优点，被广泛应用在船舶及航天工业上。为了包容放射性，核动力装置一回路还有许多辅助系统；由于二回路使用饱和蒸汽，汽轮机组重量体积大，系统热效率低。综上原因，导致整个动力装置笨重且经济性差。因此利用优化技术降低核动力装置的重量和体积并提高其有效效率，无疑具有重要的理论和现实意义。本文以核动力装置系统为研究对象，建立系统主要设备的数学模型，开发高效的智能优化算法，开展了以减小核动力装置重量、体积和提高核动力装置有效效率为目标的优化设计工作，主要内容如下：1、建立了蒸汽发生器、稳压器、主汽轮机和主冷凝器这4个核动力设备的物理和数学模型以及核动力装置热平衡计算数学模型，采用C#语言编制了各模型的评价程序。在给定一些参数的条件下，通过评价计算得到的计算结果与母型参数相比误差较小，验证了各评价程序的可靠性。2、针对本课题研究对象的多变量、多约束和非线性的特点，综合分析局部搜索能力强的复合形算法、全局搜索能力强的遗传算法和粒子群算法，开发了一种新型混合粒子群算法。新型混合粒子群算法采用可行性规则进行约束处理并对群体排序，改进了遗传算法的交叉机制，提高了复合形算法跳出局部最优的能力。最后利用国际上广泛使用的8个无约束测试函数、13个约束测试函数和3个工程优化问题对算法进行了测试。3、以蒸汽发生器、稳压器、主汽轮机和主冷凝器为例，探讨核动力装置中单个设备的优化设计过程。在蒸汽发生器的优化设计实例中，选取了一回路工作压力、二回路饱和蒸汽压力和蒸汽发生器传热管外径等7个参数为优化变量，利用新型混合粒子群算法进行寻优，分别获得了蒸汽发生器重量、体积和双目标优化方案。在蒸汽发生器单一设备优化的基础上，考虑部分堆芯约束，对蒸汽发生器和堆芯进行了耦合优化。对其余三个设备，同样进行敏感性分析，并各自选取优化变量，给出了重量、体积和双目标优化方案。4、针对某核动力装置，选取冷凝器压力、高压缸排汽干度和低压缸排汽干度作为优化变量，以反应堆功率和蒸汽发生器总蒸汽产量在某一范围内变化作为约束条件，利用新型混合粒子群算法对核动力装置有效效率进行优化，优化后有效效率提高了3.1571%。5、通过简化核动力装置系统，并结合小组其他成员编制的反应堆堆芯和反应堆压力容器评价程序，编制了核动力装置全系统评价程序。探讨了全系统各设备之间耦合关键因素，基于系统全局性考虑，选取一回路工作压力、反应堆出口冷却剂温度、反应堆进口冷却剂温度、二回路饱和蒸汽压力和冷凝器压力这5个参数作为优化变量，对核动力装置系统重量和体积进行寻优，并对优化结果进行了分析。6、开发了核动力装置优化设计系统软件。该软件可进行核动力装置评价，优化算法测试，单一核动力设备优化和系统级核动力装置优化工作。在编程处理上，采用了最新的并行计算技术，加快计算速度。软件还为后续设备模块预留接口，具有可移植性强、界面友好和操作简单的特点。软件适用于现有系统的改进论证计算，以及新型核动力装置的初步设计计算。本文完成了核动力装置优化过程中的数学模型建立、评价程序开发、优化算法改进、优化模型完善、优化算例计算、优化结果分析和优化软件开发工作。论文研究初步形成了比较完整的核动力装置总体参数最优化设计方法，是优化技术在核动力装置设计中的有益尝试，也为进一步的优化设计理论及应用研究奠定了良好的基础。
马续波[10]（2012）在《聚变—裂变混合堆和压水堆联合循环系统物理特性研究》文中指出根据根据我国核电的中长期发展规划,2020年我国核电的总装机容量达到70GW左右。核电的大规模发展,也面临核燃料供应以及核安全问题。聚变-裂变混合堆由于利用的是（DT）聚变产生的14MeV的高能中子,因此它在增殖核燃料、嬗变核废料方面具有独特优势。同时考虑聚变-裂变混合堆的优势以及我国核电大发展过程中面临的核燃料供应和核废料处理问题,提出了聚变-裂变混合堆压水堆联合循环系统的概念。本论文的主要内容为：（1）开发和完善了BISONC数据库制作软件程序并制作了175群BISONC输运库和燃耗库,并做了初步的验证。开发了聚变裂变混合堆压水堆联合循环系统的中子学分析软件NFFP（Neutronics calculation for fusion-fission hybrid and PWR combined fuel cycle system）。在此软件基础上对该系统的进行了较详细的物理特性分析。（2）根据多目标优化理论和实现方法,对聚变-裂变混合堆包层设计中的功率展平问题进行了理论分析,利用该理论实现了一种直接利用乏燃料进行发电的聚变裂变混合堆包层以及MA嬗变钍基包层概念设计。计算结果表明,功率展平后的包层的功率不均匀系数更小,安全性更好；且包层中燃料区的能量输出要比不展平情况下的能量输出高出约21.7%,因此考虑展平后的包层设计经济性更好,降低了工程技术难度。（3）通过对比分析国内外MOX燃料组件的形式,并根据聚变裂变混合堆增殖燃料的特点,通过对比分析,创新性的提出了适用于聚变裂变混合堆的混合堆增殖燃料组件形式,并对压水堆装载30%HB-MOX燃料的堆芯物理特性进行了研究。对影响反应堆安全的几个重要参数,如燃料和慢化剂温度系数、硼微分价值、缓发中子份额以及停堆裕量等进行了研究,结果表明：慢化剂温度系数和燃料温度系数在整个寿期内都是负的,有利于反应堆的安全。硼微分价值在整个寿期都是负值,但全铀堆芯要比30%HB-MOX燃料堆芯更负,主要原因是能谱更软。装载30%HB-MOX燃料的堆芯寿期末的缓发中子份额为0.508,反应堆停堆裕量和温度系数都满足现行压水堆设计准则。（4）基于成熟的铀钚循环技术,对压水堆装载MOX燃料对我国天然铀资源和燃料制造能力的影响,核电站产生的乏燃料量,分离钚产生量以及使用等问题进行了分析。在假设2040年聚变-裂变混合堆进入我国核燃料循环体系的情况下,分析了对天然铀资源需求的影响以及分离Pu累积累的大小。对Pu的循环使用以及分离Pu的累积量随时间的变化也进行了较详细的分析。根据分析结果给出了建议。本文首次对聚变-裂变混合堆压水堆联合循环系统的物理特性进行了详细的研究,该研究对我国核能的可持续发展具有重要意义。
二、遗传算法在压水堆平衡循环优化中的应用研究（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、遗传算法在压水堆平衡循环优化中的应用研究（论文提纲范文）
（1）氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 熔盐堆发展历程与研究现状 |
| 1.2.1 氟盐堆研究历史与现状 |
| 1.2.2 氟盐与氯盐性能对比 |
| 1.2.3 氯盐堆发展历史及研究现状 |
| 1.3 钍铀燃料循环 |
| 1.3.1 钍铀循环的优势 |
| 1.3.2 钍资源利用历史与现状 |
| 1.3.3 钍铀循环面临的挑战 |
| 1.4 本文研究内容及目标 |
| 第2章 熔盐堆燃耗计算方法 |
| 2.1 TMCBurnup与 MESA程序介绍 |
| 2.1.1 TMCBurnup程序介绍 |
| 2.1.2 MESA程序介绍 |
| 2.2 内部模块介绍 |
| 2.2.1 SCALE6.1模块介绍 |
| 2.2.2 MODEC计算方法 |
| 2.3 TMCBurnup程序与MESA程序验证 |
| 2.3.1 MSFR模型介绍 |
| 2.3.2 TMCBurnup程序验证 |
| 2.3.3 MESA平衡态快速搜索程序验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 氯盐快堆初步设计方案研究 |
| 3.1 MCFR几何结构模型 |
| 3.2 氯盐快堆载体盐的选择 |
| 3.2.1 单盐性能对比 |
| 3.2.2 备选载体盐性能分析 |
| 3.3 ~(37)Cl富集度分析及选择 |
| 3.3.1 初始临界下~(37)Cl丰度影响 |
| 3.3.2 ~(37)Cl富集度在燃耗过程中的影响 |
| 3.4 后处理模式选择 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.1 优化参量的选择 |
| 4.1.1 堆芯几何对增殖性能的影响 |
| 4.1.2 堆芯功率密度对增殖性能的影响 |
| 4.1.3 后处理速率对增殖性能的影响 |
| 4.2 混合自适应遗传退火算法开发 |
| 4.2.1 遗传算法介绍 |
| 4.2.2 传统的模拟退火算法 |
| 4.2.3 混合自适应遗传退火算法(HAGASA) |
| 4.3 HAGASA算法性能测试 |
| 4.3.1 在连续纯数值函数中的验证 |
| 4.3.2 在AHTR堆芯功率展平上的验证 |
| 4.3.3 在WWER-1000反应堆换料验证 |
| 4.3.4 HAGASA测试结果总结 |
| 4.4 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.4.1 熔盐堆平衡态优化程序介绍 |
| 4.4.2 目标函数确定 |
| 4.4.3 氯盐快堆平衡态性能优化 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 B&B过渡模式下氯盐快堆Th-U循环中子学性能研究 |
| 5.1 B&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 5.1.1 堆芯能谱及能谱因子 |
| 5.1.2 堆芯核素演化 |
| 5.1.3 堆芯增殖性能研究 |
| 5.1.4 安全特性研究 |
| 5.1.5 放射性分析 |
| 5.2 不同堆型不同燃料循环方式下的中子学参数对比 |
| 5.2.1 初始临界分析 |
| 5.2.2 增殖性能 |
| 5.2.3 安全特性 |
| 5.2.4 放射性分析 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 PB&B过渡模式下氯盐快堆Th-U增殖中子学性能研究 |
| 6.1 PB&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 6.1.1 核素质量流 |
| 6.1.2 堆芯核素演化 |
| 6.1.3 增殖性能分析 |
| 6.1.4 安全参数分析 |
| 6.1.5 放射性分析 |
| 6.2 不同堆型不同循环方式的中子学参数分析 |
| 6.2.1 能谱演化 |
| 6.2.2 增殖性能对比 |
| 6.2.3 安全参数对比 |
| 6.2.4 放射性分析 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 论文创新点 |
| 7.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（2）核动力船舰超临界二氧化碳循环系统建模及性能分析（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 SCO_2动力循环2 |
| 1.2.2 核反应堆S-CO_2动力循环系统 |
| 1.2.3 S-CO_2循环系统关键部件特性分析 |
| 1.2.4 核反应堆S-CO_2循环系统性能分析 |
| 1.3 本文主要研究内容 |
| 1.3.1 要解决的关键问题 |
| 1.3.2 课题研究思路 |
| 1.3.3 课题研究内容 |
| 1.4 本章小结 |
| 第二章 面向船舰的核反应堆S-CO_2循环系统构建及参数优化 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 面向船舰的核反应堆S-CO_2循环动力系统构建 |
| 2.2.1 舰船核反应堆一回路系统 |
| 2.2.2 S-CO_2动力循环二回路系统 |
| 2.3 热力学模型建立与验证 |
| 2.3.1 动力系统热力学模型 |
| 2.3.2 系统模型验证 |
| 2.4 系统运行参数的敏感性分析 |
| 2.4.1 分流比 |
| 2.4.2 堆芯冷却剂出口温度 |
| 2.4.3 透平入口压力 |
| 2.4.4 压缩机入口压力 |
| 2.4.5 循环最低温度 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 基于最优循环热效率的系统配置方案及性能分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 基于最优循环热效率的系统配置方案 |
| 3.2.1 循环热效率对比 |
| 3.2.2 动力系统配置方案 |
| 3.3 关键部件设计参数对系统性能的影响 |
| 3.3.1 透平及压缩机效率 |
| 3.3.2 回热器最小换热端差 |
| 3.4 系统运行参数对热功转化过程的影响 |
| 3.4.1 分流比 |
| 3.4.2 堆芯冷却剂出口温度 |
| 3.4.3 高压透平入口压力 |
| 3.4.4 主压缩机入口压力 |
| 3.4.5 主压缩机入口温度 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 动力系统关键换热部件的流动传热特性分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 PCHE流动传热的数值建模 |
| 4.2.1 研究对象及几何建模 |
| 4.2.2 网格划分与数值方法 |
| 4.2.3 边界条件和计算方法 |
| 4.2.4 数值计算结果可靠性验证 |
| 4.3 运行工况对流动传热特性影响 |
| 4.3.1 基础工况 |
| 4.3.2 工质雷诺数 |
| 4.3.3 入口温度 |
| 4.3.4 出口压力 |
| 4.4 结构参数对流动传热特性影响 |
| 4.4.1 管径 |
| 4.4.2 转折角及节距 |
| 4.5 流动传热关联式 |
| 4.6 本章小结 |
| 第五章 核动力船舰S-CO_2循环系统的综合评估 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 （火用）分析 |
| 5.2.1 （火用）分析的概念 |
| 5.2.2 （火用）分析模型的建立 |
| 5.2.3 各部件的（火用）损分布特性 |
| 5.2.4 系统及其部件的（火用）效率 |
| 5.3 紧凑度评估 |
| 5.3.1 体积计算模型的建立 |
| 5.3.2 S-CO_2循环系统的体积 |
| 5.3.3 舰船核反应堆的体积 |
| 5.3.4 动力系统的体积对比 |
| 5.4 综合评估 |
| 5.5 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 本文工作总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 进一步的展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 硕士期间的研究成果 |
（3）神经网络-遗传复合算法在压水堆堆芯换料设计中的应用（论文提纲范文）
| 1 数据处理 |
| 1.1 堆芯组件排布与样本取样 |
| 1.2 样本数据与输入输出向量处理 |
| 1) 样本总体特征 |
| 2) 样本平衡处理 |
| 3) 输入向量选择 |
| 4) 输出向量的处理 |
| 2 建立预测模型 |
| 2.1 模型评价指标 |
| 1) 敏感性与适应性分析 |
| 2) 评价指标 |
| 2.2 网络模型 |
| 3 遗传-神经网络复合搜索算法设计 |
| 3.1 适应度与目标函数 |
| 1) 优化目标[17-18] |
| 2) 适应度选择与尺度变换 |
| 3.2 遗传算子设计 |
| 1) 选择算子 |
| 2) 交叉算子 |
| 3) 变异算子 |
| 3.3 流程图 |
| 4 优选压水堆堆芯换料方案 |
| 5 结论 |
（4）基于混合差分进化的智能核设计方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 核设计优化的研究现状 |
| 1.2.1 燃料组件设计优化 |
| 1.2.2 堆芯装载方案设计优化 |
| 1.2.3 辐射屏蔽设计优化 |
| 1.3 研究目标与内容 |
| 1.4 论文结构安排 |
| 第2章 基于人工智能的优化算法理论基础 |
| 2.1 基于人工智能的优化算法介绍 |
| 2.2 经典差分进化算法原理 |
| 2.3 多目标优化算法原理 |
| 2.3.1 多目标问题的数学描述与评价标准 |
| 2.3.2 基于非支配排序的经典多目标优化算法 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 混合差分进化的核设计优化方法研究 |
| 3.1 HTDE方法设计 |
| 3.1.1 核设计优化问题的编码 |
| 3.1.2 基于TSP算子的组合离散变量变异 |
| 3.1.3 基于交换的组合离散变量自适应交叉 |
| 3.1.4 自适应约束处理 |
| 3.1.5 基于反向学习的种群选择 |
| 3.2 HTDE方法验证 |
| 3.2.1 性能测试与验证 |
| 3.2.2 PWR堆芯装载例题验证 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 非支配混合差分多目标核设计优化方法研究 |
| 4.1 核设计中的多目标优化问题 |
| 4.2 MHTDE方法设计 |
| 4.2.1 MHTDE整体设计 |
| 4.2.2 新型排序策略与种群动态调整 |
| 4.2.3 改进的NSGA-Ⅱ拥挤度算子 |
| 4.3 MHTDE方法验证 |
| 4.3.1 例题描述 |
| 4.3.2 结果分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 综合例题测试 |
| 5.1 西屋PWR堆芯装载优化 |
| 5.1.1 例题描述 |
| 5.1.2 堆芯装载优化模型 |
| 5.1.3 优化结果分析 |
| 5.2 田纳西压水堆WBN1初装料优化 |
| 5.2.1 例题描述 |
| 5.2.2 堆芯装载优化模型 |
| 5.2.3 优化结果分析 |
| 5.3 萨瓦娜核动力船的屏蔽优化 |
| 5.3.1 例题描述 |
| 5.3.2 屏蔽优化模型 |
| 5.3.3 优化结果分析 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 论文内容总结 |
| 6.2 论文特色与创新 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（5）基于事故容错燃料的小型压水堆研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及现状 |
| 1.1.1 核能是一种清洁高效的能源 |
| 1.1.2 安全是核能发展的生命线 |
| 1.1.3 提高核能安全的思路—事故容错燃料和小型堆 |
| 1.2 论文的研究目的、研究内容 |
| 第二章 剩余反应性控制 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 堆芯模型和研究方法 |
| 2.3 结果和讨论 |
| 2.3.1 堆芯组件装载模式A下的可燃毒物添加 |
| 2.3.2 堆芯组件装载模式B下的可燃毒物添加 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 小型堆应用事故容错燃料的安全分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 计算方法 |
| 3.3 中子学分析 |
| 3.3.1 堆芯中子学物理模型 |
| 3.3.2 堆芯功率分布 |
| 3.3.3 反应性反馈系数 |
| 3.4 热工水力分析 |
| 3.4.1 稳态分析 |
| 3.4.2 瞬态分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 堆芯核燃料管理 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 平衡循环堆芯燃料管理 |
| 4.2.1 Serpent程序介绍 |
| 4.2.2 PARCS程序介绍 |
| 4.3 单批次循环换料 |
| 4.4 三批次循环换料 |
| 4.4.1 装载完全相同的组件 |
| 4.4.2 优化三批次换料的首炉燃料装载 |
| 4.4.3 三批次换料的燃料新装载图 |
| 4.4.4 三批次换料燃料用15.5%富集铀 |
| 4.5 五批次循环换料 |
| 4.5.1 五批次换料 |
| 4.5.2 五批次堆芯换料第二方案 |
| 4.6 控制棒停堆系统设计 |
| 4.6.1 两套互相独立停堆系统及反应性反馈系数 |
| 4.7 本章小结 |
| 第五章 核电站放射性本质安全初探 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 模型假设与分析 |
| 5.3 功率50MWt的小型压水堆燃料换料管理 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 本论文的研究亮点 |
| 6.3 展望 |
| 附录 |
| 附录A MCNP部分输入文件 |
| 附录B 多循环燃料管理部分输出数据 |
| 附录C Serpent部分输入文件 |
| 参考文献 |
| 科研成果 |
| 致谢 |
（6）压水堆换料设计优化软件工程实用化改进及验证（论文提纲范文）
| 1 实际手工搜索堆芯装料设计方案的过程 |
| 2 压水堆堆芯装料设计优化问题及其研究现状 |
| 3 换料设计优化中对实际换料设计限制的研究和考虑 |
| 4 特征统计优化软件CSA1.1介绍 |
| 5 CSA1.1软件优化效果的工程检验 |
| 5.1 岭澳302循环换料设计优化 |
| 5.2 岭澳212含钆堆芯换料设计优化 |
| 5.3 岭澳1/4换料平衡循环装载方案优化 |
| 5.4 优化效果小结 |
| 6 后续研究改进展望 |
（7）钍基柱状高温气冷堆多尺度空间分离效应研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 钍基燃料 |
| 1.2 钍基柱状高温气冷堆 |
| 1.3 钍基燃料多尺度空间分离效应 |
| 1.4 研究内容 |
| 第2章 柱状高温堆堆物理计算方法和分析方法 |
| 2.1 堆芯几何结构 |
| 2.2 反应堆物理计算 |
| 2.2.1 组件计算 |
| 2.2.2 反射层计算 |
| 2.2.3 堆芯计算 |
| 2.2.4 换料计算 |
| 2.2.5 平衡循环的获取 |
| 2.3 计算结果的分析方法 |
| 2.3.1 五因子分析 |
| 2.3.2 转换比分析 |
| 2.3.3 燃料成本分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 一批换料方案下多尺度空间分离效应分析 |
| 3.1 空间排布影响分析 |
| 3.1.1 燃料棒空间排布对燃料棒级分离的影响 |
| 3.1.2 燃料组件空间排布对组件级分离的影响 |
| 3.2 有效富集度和~(235)U装量 |
| 3.3 初始有效增殖系数和平均转换比 |
| 3.3.1 初始有效增殖系数和平均转换比的关系 |
| 3.3.2 初始有效增殖系数和~(235)U装量的关系 |
| 3.3.3 空间分离效应机理分析 |
| 3.4 燃料成本 |
| 3.4.1 燃料成本与~(235)U装量的关系 |
| 3.4.2 燃料成本敏感性分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 三批优化换料方案下多尺度空间分离效应分析 |
| 4.1 遗传算法及其对三批换料方案的优化 |
| 4.1.1 遗传算法基本原理 |
| 4.1.2 遗传算法的验证 |
| 4.1.3 三批换料方案的优化 |
| 4.2 有效富集度和~(235)U装量 |
| 4.3 初始有效增殖系数和平均转换比 |
| 4.4 燃料成本 |
| 4.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 附录A 295群和26群能群结构 |
| 附录B 三批换料方案优化结果 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（9）核动力装置总体参数最优化设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 优化设计问题的数学模型 |
| 1.2.1 优化变量 |
| 1.2.2 目标函数 |
| 1.2.3 约束条件 |
| 1.3 优化算法研究现状 |
| 1.3.1 复合形法 |
| 1.3.2 遗传算法 |
| 1.3.3 粒子群优化算法 |
| 1.3.4 混合算法 |
| 1.4 核动力装置优化设计研究现状 |
| 1.4.1 国外研究现状 |
| 1.4.2 国内研究现状 |
| 1.5 本章小结 |
| 第2章 核动力装置数学模型及评价程序 |
| 2.1 蒸汽发生器数学模型 |
| 2.1.1 热力计算 |
| 2.1.2 水动力计算 |
| 2.1.3 结构设计 |
| 2.1.4 强度计算 |
| 2.1.5 重量计算 |
| 2.1.6 体积计算 |
| 2.2 稳压器数学模型 |
| 2.2.1 容积计算 |
| 2.2.2 强度计算 |
| 2.2.3 重量计算 |
| 2.3 主汽轮机数学模型 |
| 2.3.1 确定正车汽轮机主要参数 |
| 2.3.2 高压汽轮机初步设计 |
| 2.3.3 低压汽轮机初步设计 |
| 2.3.4 倒车汽轮机初步设计 |
| 2.3.5 主汽轮机外形尺寸计算 |
| 2.3.6 主汽轮机重量体积计算 |
| 2.4 主冷凝器数学模型 |
| 2.4.1 传热计算 |
| 2.4.2 阻力计算 |
| 2.4.3 重量尺寸计算 |
| 2.5 核动力装置热平衡计算数学模型 |
| 2.6 核动力装置评价程序 |
| 2.6.1 核动力装置评价程序流程图 |
| 2.6.2 评价程序可靠性验证 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 优化算法的原理及改进 |
| 3.1 复合形算法 |
| 3.1.1 复合形算法的基本步骤 |
| 3.1.2 改进复合形算法 |
| 3.2 遗传算法 |
| 3.2.1 遗传算法运算过程 |
| 3.2.2 遗传算法的不足 |
| 3.2.3 改进遗传算法 |
| 3.3 粒子群优化算法 |
| 3.4 新型混合粒子群算法 |
| 3.4.1 算法混合机理 |
| 3.4.2 可行性判断规则 |
| 3.4.3 新型混合粒子群算法流程 |
| 3.4.4 新型混合粒子群算法测试 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 核动力设备和热力循环的参数优化设计 |
| 4.1 反应堆堆芯敏感性分析 |
| 4.2 蒸汽发生器优化设计 |
| 4.2.1 优化变量 |
| 4.2.2 目标函数 |
| 4.2.3 约束条件 |
| 4.2.4 蒸汽发生器单参数敏感性分析 |
| 4.2.5 蒸汽发生器重量、体积和双目标优化结果 |
| 4.3 稳压器优化设计 |
| 4.3.1 优化变量 |
| 4.3.2 目标函数 |
| 4.3.3 约束条件 |
| 4.3.4 稳压器单参数敏感性分析 |
| 4.3.5 稳压器重量、容积和双目标优化结果 |
| 4.4 主汽轮机优化设计 |
| 4.4.1 优化变量 |
| 4.4.2 目标函数 |
| 4.4.3 约束条件 |
| 4.4.4 主汽轮机单参数敏感性分析 |
| 4.4.5 主汽轮机重量、体积和双目标优化优化结果 |
| 4.5 主冷凝器优化设计 |
| 4.5.1 优化变量 |
| 4.5.2 目标函数 |
| 4.5.3 约束条件 |
| 4.5.4 主冷凝器单参数敏感性分析 |
| 4.5.5 主冷凝器重量和体积优化结果 |
| 4.6 核动力装置热力循环优化设计 |
| 4.6.1 优化变量 |
| 4.6.2 目标函数 |
| 4.6.3 约束条件 |
| 4.6.4 核动力装置有效效率单参数敏感性分析 |
| 4.6.5 核动力装置有效效率优化结果 |
| 4.7 本章小结 |
| 第5章 核动力装置系统的参数优化设计 |
| 5.1 核动力装置系统的优化设计建模 |
| 5.1.1 优化变量 |
| 5.1.2 目标函数 |
| 5.1.3 约束条件 |
| 5.2 核动力装置系统的评价程序和敏感性分析 |
| 5.2.1 系统评价程序 |
| 5.2.2 系统敏感性分析 |
| 5.3 核动力装置系统的重量、体积和双目标优化 |
| 5.3.1 核动力装置系统的单变量优化 |
| 5.3.2 核动力装置系统的多变量优化 |
| 5.4 核动力装置优化设计系统软件 |
| 5.4.1 软件简介 |
| 5.4.2 基本界面 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论、创新点及展望 |
| 参考文献 |
| 附录 A 无约束优化测试函数 |
| 附录 B 约束优化测试函数 |
| 附录 C 工程约束优化问题 |
| 攻读博士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（10）聚变—裂变混合堆和压水堆联合循环系统物理特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 聚变-裂变混合堆和压水堆联合循环系统研究现状 |
| 1.2.1 聚变堆包层研究现状 |
| 1.2.2 聚变-裂变混合堆包层研究现状 |
| 1.2.3 聚变-裂变混合堆增殖燃料特性 |
| 1.3 本论文的主要内容 |
| 第2章 计算原理、方法及程序 |
| 2.1 中子输运理论 |
| 2.1.1 中子输运方程 |
| 2.1.2 燃耗过程及其模拟 |
| 2.2 离散纵坐标方法 |
| 2.3 蒙特卡罗方法与MCNP程序 |
| 2.4 FFHR和PWR联合循环系统中子学分析软件开发 |
| 2.4.1 聚变裂变混合堆数据库的开发 |
| 2.4.2 聚变裂变混合堆数据库的初步验证 |
| 2.4.3 BISONC与DRAGON接口程序开发与功能 |
| 2.5 本章总结 |
| 第3章 聚变-裂变混合堆包层中子学分析 |
| 3.1 聚变-裂变混合堆包层设计 |
| 3.2 包层设计多目标优化理论模型 |
| 3.3 考虑功率展平的乏燃料发电包层分析 |
| 3.3.1 包层结构和计算模型 |
| 3.3.2 计算结果与分析 |
| 3.4 考虑功率展平MA嬗变和钍基燃料增殖包层分析 |
| 3.4.1 包层结构和计算模型 |
| 3.4.2 计算结果与分析 |
| 3.5 本章总结 |
| 第4章 混合堆增殖燃料在压水堆中的应用研究 |
| 4.1 模型及主要输入参数 |
| 4.1.1 燃料组件的设计 |
| 4.1.2 混合堆燃料组件设计 |
| 4.1.3 堆芯设计 |
| 4.2 主要计算结果 |
| 4.2.1 组件能谱和K_(inf)比较分析 |
| 4.2.2 围板反射层的均匀化 |
| 4.2.3 堆芯的燃料和慢化剂温度系数分析 |
| 4.2.4 堆芯的中子通量密度分布和功率分析 |
| 4.3 本章总结 |
| 第5章 聚变-裂变混合堆和压水堆联合循环初步研究 |
| 5.1 核燃料循环模式研究 |
| 5.1.1 我国未来压水堆核电装机容量预测 |
| 5.1.2 计算公式和参数 |
| 5.1.3 我国后处理规模和分离钚利用方式假设 |
| 5.2 压水堆装载MOX燃料计算结果 |
| 5.2.1 UOX燃料和分离功的需求 |
| 5.2.2 压水堆核电站的天然铀需求量 |
| 5.2.3 乏燃料累计量 |
| 5.2.4 分离Pu累计量 |
| 5.3 聚变-裂变混合堆和压水堆联合循环初步分析 |
| 5.3.1 与快堆燃料循环的比较 |
| 5.3.2 联合循环结果初步分析 |
| 5.4 本章总结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 本文主要结论 |
| 6.2 主要创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读博士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
四、遗传算法在压水堆平衡循环优化中的应用研究（论文参考文献）
- [1]氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究[D]. 何燎原. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [2]核动力船舰超临界二氧化碳循环系统建模及性能分析[D]. 石明珠. 东南大学, 2020
- [3]神经网络-遗传复合算法在压水堆堆芯换料设计中的应用[J]. 韦子豪,王端,王东东,潘翠杰. 原子能科学技术, 2020(05)
- [4]基于混合差分进化的智能核设计方法研究[D]. 丁辉. 中国科学技术大学, 2019(08)
- [5]基于事故容错燃料的小型压水堆研究[D]. 黄锦锋. 厦门大学, 2018(06)
- [6]压水堆换料设计优化软件工程实用化改进及验证[J]. 石秀安,张明,刘志宏. 核科学与工程, 2018(03)
- [7]钍基柱状高温气冷堆多尺度空间分离效应研究[D]. 黄杰. 哈尔滨工程大学, 2017(06)
- [8]特征统计算法换料优化程序CSA针对实际工程设计要求的改进研究[J]. 刘志宏,赵晶,石秀安,张明,高伟,蔡德昌,彭良辉. 核动力工程, 2014(S2)
- [9]核动力装置总体参数最优化设计[D]. 刘成洋. 哈尔滨工程大学, 2013(07)
- [10]聚变—裂变混合堆和压水堆联合循环系统物理特性研究[D]. 马续波. 华北电力大学, 2012(10)