ADS次临界堆脉冲中子源实验动态特性数值模拟研究

强外源驱动与深次临界度使得ADS次临界反应堆在中子学特性上与传统临界堆有较大差异,确定论中子学计算方法难以直接应用于ADS次临界堆.本文采用MCNPX程序对"快热"耦合ADS装置YALINA-Booster的PNS实验进行了模拟,并将模拟与实验结果进行比较.结果表明:在不同的堆芯布置方案和不同脉冲中子源特性下,模拟结果与实验结果具有良好的一致性,验证采用MCNPX程序研究ADS次临界堆中子学动态特性的可行性.     

核电厂化学和容积控制系统压力测量仪表检验周期延长论证分析

在核电厂长燃料循环周期的论证过程中,仪表标定周期延长的论证是很重要的一个部分。通过对化学和容积控制系统典型的压力测量仪表数据收集和统计分析,采用AFAL方法论证其周期延长的可行性。研究表明:该类仪表具有较好的稳定性,将检验周期延长到18个月后,其安全功能不低于原周期情况下的安全水平,周期延长可行。     

蒙特卡罗中子输运计算中弥散型颗粒燃料的子网格随机模型研究

弥散型颗粒燃料在燃料元件中的随机分布特性给传统的堆芯物理计算方法带来巨大困难与挑战.主要针对蒙特卡罗中子输运计算,开展基于子网格模型的颗粒燃料随机模型建模方法研究,探讨了网格尺寸大小对随机模型建模效率和堆芯物理计算精度的影响,给出了最佳网格尺寸参数.数值结果表明,基于最佳网格尺寸参数的子网格模型可较好地满足弥散型颗粒燃料的堆芯物理计算需求.     

自然循环铅冷快堆无保护瞬态分析研究

基于系统分析程序ATHLET建立了100 MW小型自然循环铅冷快堆一回路主冷却系统分析模型,对超功率(UTOP)、失热阱(ULOHS)和超功率叠加失热阱(UTOPULOHS)这三类典型无保护事故分别进行了研究.结果显示:对于UTOP,燃料芯块和包壳的温度均先增大后减小,峰值温度小于安全限值并于700 s后达到新的稳态,反应堆热工安全裕量较小.对于ULOHS,反应堆在事故后400 s内实现了自动停堆,燃料芯块和包壳温度均远低于设计限值.对于UTOP和ULOHS叠加事故,反应堆的响应特性在事故初期与UTOP相似,在事故后期与ULOHS相似,且包壳最终稳定温度较UTOP更高,反应堆热工安全裕量最小.     

多种整体型可燃毒物对改进型快谱超临界水冷堆中子学特性的影响

建立了装载整体型可燃毒物的SCFR-M点火组件模型,计算分析了不同材料、质量分数的可燃毒物在多种布置方案下的组件中子学参数.综合考虑组件功率畸变、寿期初毒物对反应性的控制能力、寿期末毒物的反应性惩罚等因素,选择合适的整体型可燃毒物布置方案.结论表明稀土氧化物Er2O3以方案4布置在组件中具有较好的中子学性能.     

承压热冲击下AP1000压力容器直接安注接管温度瞬态初步研究

AP1000先进反应堆采用了直接安注方式注入常温应急冷却水,导致反应堆压力容器（RPV）遭受严重的承压热冲击（PTS）.本文基于CFD程序ANSYS-CFX采用流固共轭传热方式,对不同工况下PRV直接安注接管（DVI-Nozzle）温度瞬态进行了数值模拟.计算结果表明：在不同工况下,DVI-Nozzle区域均经历较大幅度的温度阶跃,影响反应堆压力容器的安全性。     

阶跃反应性扰动及温度变化下压水堆堆芯响应特性的SIMULINK仿真

阐述了压水堆堆芯的数学模型,基于SIMULINK计算仿真工具,建立了相应的仿真模型,并进行了仿真计算.结果表明:不考虑中毒效应,引入反应性阶跃扰动和冷线温度扰动,由于温度效应的负反馈作用,中子密度、燃料温度和冷却剂温度能够到达一个新的平衡,核反应堆具有内在的自稳定性.考虑中毒效应后,反应堆受到的扰动减少,有利于反应堆的自稳定性.     

基于隐式重启Arnoldi算法一维平板堆λ和瞬发α本征值问题谐波计算分析

中子平衡方程的谐波中子注量率及其本征值在中子时空动力学谐波展开法和外源驱动次临界反应堆中子学空间效应研究中有重要应用价值.本文推导了λ和瞬发α本征值问题的关系,并基于一维平板反应堆扩散问题,采用隐式重启Arnoldi算法(IRAM)进行了λ和α本征值问题计算.结果表明,给出的前10阶本征值数值与解析解符合较好,最大相对偏差小于3%;在λ本征值问题吸收截面中增加时间吸收项αp,n/v后,得到的n阶本征值λn均等于1,结果吻合λ和α本征值问题关系.本文工作证明了IRAM算法求解中子扩散方程本征值问题高阶谐波的有效性和λ和瞬发α本征值问题关系的正确性,为将IRAM方法拓展到多维、多群中子扩散方程奠定基础.     

改进型快谱超临界水冷堆子通道CFD数值模拟

改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)具有紧凑的堆芯设计,堆芯内采用增殖组件与点火组件混合排布.增殖组件采用内冷式的圆形冷却剂通道,点火组件则采用典型三角形通道.本文基于CFD软件FLUENT采用流固共轭传热方式,分别对SCFRM两种冷却剂通道内流动状态进行数值模拟计算,研究了稳态工况下SCFR-M堆芯设计的热工水力特性,计算结果表明:两种子通道中包壳表面温度均小于650℃、燃料芯块中心线温度均小于1900℃,且流致振动程度在可接受范围内,符合安全设计限值.