高温气冷堆温度反馈的集总参数法模拟

该文研究了模块式高温气冷堆的堆芯热工反馈模型。在三维圆柱几何堆芯中子时空动力学改进准静态方法的基础上,应用集总参数法建立了模块式高温气冷堆堆芯温度反馈的热工模型。将全堆划分为燃料颗粒、等效慢化剂和反射层3个区域,通过热工反馈求解反应性变化。在反应性扰动和冷却剂丧失情况下,模拟了反应性、堆内各区温度、各能群中子平均注量率以及相对功率等物理量随时间的变化。模拟结果与理论分析一致,初步实现了高温气冷堆的物理热工耦合。     

球床式高温气冷堆球流混流的模拟

球床式高温气冷堆(HTR)球流运动存在混流的现象,它会对功率峰值等堆芯参数发生影响。该文开发了专门的混流模拟方法,在原球床高温气冷堆分析程序VSOP的基础上开发了新的程序系统MFVSOP。新程序通过设定不同的混流比例可模拟球床式高温气冷堆堆芯每个流道与相邻流道的混流,实现其与堆芯物理、热工、燃耗等计算耦合并有能力分析球流混流运动对堆芯燃耗分布、功率分布等参数的影响。对于研究球床式高温气冷堆的运行特性及不确定性分析提供了有力的计算工具。     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

高温堆临界实验装置ASTRA的初始临界计算

为了验证球床式高温气冷堆初始临界的计算方法,用法国M on te C arlo程序TR IPOL I-4.3对燃料球内的包覆燃料颗粒以及堆芯内不同的球分布进行了模拟。考虑了燃料球的双重非均匀性、不同区域内球的布置以及其在堆芯的体积填充率等。计算了俄罗斯的球床式高温气冷堆临界试验装置A STRA的初始临界。与实验结果比较,计算得到的临界实验高度误差为0.6%,堆芯有效增值因子keff误差为0.1%。TR IPOL I-4.3程序是球床式高温气冷堆初始临界计算的有效工具。     

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环境影响评价分析是每个核电站在建设、审批之前必须要经过的步骤,而计算核电站的堆芯放射性总量是环境影响评价的前提,也是堆内核素行为研究的基础。本期19～23页钱郑诚等的文章。高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法”首先对堆芯放射性总量的计算程序KORIGEN进行了优化编译,实现了模拟全堆芯实际中子能谱变化的功能,并且对数据库做了半衰期数据的更新修正;     

高温气冷堆球床等效导热系数实验研究进展

堆芯球床等效导热系数是直接影响高温气冷堆燃料最高温度和堆芯温度分布的关键参数;在余热导出过程中起主导作用。开展球床等效导热系数的实验研究对于反应堆分析程序的完善、研究提高高温气冷堆单堆功率的可能性、以及工程的安全分析具有重要的意义。综述了国内外球床等效导热系数测量的研究现状,给出了清华大学HTR-PM三维堆芯球床等效导热系数测量实验最新成果,总结了各国实验的研究手段,对研究方向进行了讨论。     

高温气冷堆球床等效导热系数实验装置模拟计算

球床等效导热系数是反映高温气冷堆球床型堆芯宏观热量导出能力的特征参数。为提高中国高温气冷堆设计计算及安全分析能力,清华大学核研院研制了高温气冷堆堆芯全尺寸球床等效导热系数测量实验装置,可进行静态石墨球床在真空及氦气条件下的等效导热系数测量实验。通过对该实验装置的结构进行适当简化,建立了模拟其高温、真空条件下辐射、导热传热特性的二维模型。利用该模型计算了实验装置内的稳态、动态传热特性,可以对球床区径向温度分布、上下保温层材质不同带来的影响、中心发热体超温情况、升降温过程等作出先期理论评估,给出进一步实验的指导性建议。     

高温球床辐射传热中的机器学习模型

在高温气冷堆(high-temperature gas-cooled reactor, HTGR)堆芯球床中,燃料球间的辐射换热是重要的传热模式,与堆芯固有安全特性密切相关。该文利用机器学习方法提出了球床颗粒间辐射角系数智能预测方案,其中基础计算模型基于角系数显式解析表达式,合理描述了球床热辐射特性随球心距变化规律和周围颗粒球平均阻挡作用,用于快速计算球床堆中辐射角系数的核心主导部分。利用高温气冷堆示范项目(HTR-PM)球床堆积结构和光线追踪方法,建立了高温堆球床高精度角系数大数据集,共包含1.66×10⁷条角系数工况,覆盖了球床各种局部结构。利用大数据训练后的梯度提升决策树模型有效提升了角系数预测精度,综合基础计算模型后角系数回归系数超过0.999。该文成果为高温气冷堆球流传热研究、堆芯优化和热工流体分析提供了高效的辐射传热计算方法。     

商用高温气冷堆氦气透平循环发电热力学参数分析和优化

随着反应堆出口温度的提高,高效的动力转换技术已经成为(超)高温气冷堆的一个趋势。该文在HTR-10、HTR-10GT和HTR-PM研究的基础上,针对更高的堆芯出口温度,对高温气冷堆氦气透平循环的热力学参数进行分析、优化和设计。通过建立高温气冷堆的数学模型和优化模型,结合更符合工程经验的约束条件,确定了高温气冷堆氦气透平循环的2个设计工况点:1)接近目前工程经验的工况点,堆芯出口温度为850℃,继承HTR-10GT氦气压气机和透平的设计经验,循环压比为2.47,循环效率为47.60%;2)略带前瞻性的工况点,堆芯出口温度为900℃,堆芯入口温度为550℃,压气机压比为2.75,此时循环效率为48.92%。该文还基于这2个工况点对高温气冷堆氦气透平循环参数进行设计,将会对未来开发高温气冷堆闭式Brayton循环提供帮助。     

医院中子照射器堆芯中子学参数计算方法

 建立了利用WIMS+CITATION计算医院中子照射器I型堆(IHNI-I)堆芯中子学参数的模型。栅元群常数计算采用WIMS束棒几何模型,控制棒、顶铍反射层、底铍反射层、侧铍反射层以及堆芯每一环燃料元件作为不同栅元类型;全堆芯计算采用CITATION程序R-z几何模型。计算了堆芯的功率分布、顶铍反应性价值、控制棒价值、温度系数、堆芯燃耗等中子学参数,计算结果与文献数据一致。本文所建立的计算模型可用于IHNI-I堆芯的物理计算。     

中子输运问题源项反演的反幂法

对于包括裂变反应在内的中子输运源项反演问题，研究关于源项有效倍增因子的惫一特征值问题的求解．基于球谐函数展开和有限差分离散，给出了中子输运方程的源项反演逼近的反幂算法，该方法的优势是在适当的初值条件下可以显著提高计算速度．计算结果表明，在对有效倍增因子有较好的预先估计值的情况下，反幂法迭代3步，误差就为0．04545％，而乘幂法迭代20步，误差为0．109％，由此可以看出反幂法计算速度更快，计算结果更精确。     

宁德核电站1号机组堆芯吊篮梁型振动特性研究

核电站反应堆堆芯吊篮的振动在一定范围内是允许的;但其异常振动可能会导致故障甚至事故的发生。掌握核电站堆芯吊篮振动特性能够对核电站的安全运行提供保障。运用中子噪声分析技术,对宁德核电站1号机组多个燃料循环周期内的堆外中子噪声信号的自功率谱、互功率谱和相干、相位进行了分析,得到了吊篮梁型振动频率和中子噪声信号峰功率均方根值变化趋势。对核电站堆芯吊篮梁型振动特性的研究成果,为堆芯吊篮早期故障诊断奠定了基础。     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

基于微机仿真压水堆核电站堆芯物理数学模型的建立

阐述了压水堆核电站堆芯的模型化,提出了适用于微机仿真的核电站堆芯的 物理数学模型。文章将核电站堆芯分为四大块分别建立模型(临界堆中子动力学模 块、中毒效应堆中子动力学模块、温度效应堆中子动力学模块和燃料模块),应用该模型建立传递函数,为微机仿真奠定基础。     

中子通量测量系统可靠性

核电堆芯中子通量测量系统是对核反应堆进行中子通量实时精准测量的专用工具,其可靠性对核反应堆的运行也有重要影响.针对中子通量测量系统多状态的特点,提出一种将Markov模型和GO法结合的方法.首先通过Markov状态空间法对中子通量测量系统的可靠性进行分析建模,求得系统处于各个运行状态下的概率,然后根据系统原理构建GO图,用GO法实现了多状态下的中子通量测量系统可靠性分析.最后以某核电站中子通量测量系统为算例,验证了该方法,为中子通量测量系统可靠性的分析提供了有效的手段.     

脉冲中子煤质分析仪的研制

应用特色产品5×108n/s脉冲中子发生器和上海硅酸盐研究所生产的BGO(锗酸铋)探头建立了脉冲中子煤质快速分析仪样机(MZ-MKFY型),利用多元线性回归解决了多元素的相互干扰问题.应用脉冲快热中子分析技术代替煤炭行业原来使用的化学分析方法,节约了成本,实现了在线分析.     

A half century of radioisotope neutron sources in China

Near 50 years history of the development of radioisotope neutron sources in China is briefly reviewed. The structure design, preparing technology and production status of routine neutron sources including 210Po-Be sources, 210po mock fission sources, 241 Am-Be sources, 238pu-Be sources, 252Cf spontaneous fission sources and other special-shape neutron sources are summarized. In addition, the prospects of development on radioisotope neutron source in China are predicted from the needs of nuclear power construction, oil well-logging, neutron moisture gauge and neutron brachytherapy.     

以水作为慢化体的多球中子谱仪模拟与解谱研究

中子能谱的测量是核辐射探测领域的一个重要研究课题,它在整个中子辐射防护检测中具有重要地位,与中子辐射剂量关系密切.多球中子谱仪是进行中子能谱测量的常见工具,具有非常多的优势,首先操作简单方便;其次功能强大,主要表现在测量范围上,相比较于其他类似设备来说要大许多;最后在灵敏性方面十分出色.本研究分别采用水和聚乙烯作为多球中子谱仪的慢化体,使用蒙特卡罗程序Geant4,计算了10~(-9)～10~(2 )MeV能量范围中60个能量点的响应函数,并分析比较;利用Gravel少道解谱算法,对不同中子场中的水慢化体多球中子谱仪测量数据进行解谱,数据显示水可以用作慢化体在设备中使用.该研究为水用作慢化体在设备中使用提供了理论和模拟研究基础.     

基于碳化硼慢化体和涂硼微结构中子探测器的通用中子能谱仪设计和解谱方法研究

本文提出了一种基于碳化硼慢化体和涂硼微结构中子探测器的通用中子能谱仪设计方法, 获得了计算最优慢化体厚度和探测器响应函数的通用公式, 并用蒙特卡罗方法进行了验证和修正, 可实现对中子能谱仪的快速设计. 该类能谱仪可实现各中子响应函数之间的解耦, 使每个探测器对各个分立能量区间的中子最为敏感, 具有较强适用性和灵活性. 基于该方法, 我们设计了一个用于硼中子俘获治疗（BNCT）超热中子能谱测量的能谱仪, 通过Gravel算法实现了中子能谱解析, 并提出了一种具有良好普适性的基于响应函数的预置谱设置方法. 结果表明, 该能谱仪对单能中子的峰位解析精度约为1%, 对BNCT连续谱的解析均方差约为0.76%, 具有较大技术优势和可行性.     

A half-century of radioisotope neutron sources in China

Near 50 years history of the development of radioisotope neutron sources in China is briefly reviewed.The structure design,preparing technology and production status of routine neutron sources including 210Po-Be sources,210Po mock fission sources,241Am-Be sources,238Pu-Be sources,252Cf spontaneous fission sources and other special-shape neutron sources are summarized.In addition,the prospects of development on radioisotope neutron source in China are predicted from the needs of nuclear power construction,oi...