反应堆物理

  • TP2008核数据库研制

    刘萍;王耀清;

    根据最新评价核数据库ENDF/B-Ⅶ的特点,对群常数制作程序系统NJOY97进行了修改,建立了NJOY97CNDC程序系统。并采用NJOY97CNDC程序系统,主要基于ENDF/B-Ⅶ库,研制了与TPFAP程序接口的TP2008核数据库,同时,采用TPFAP-E程序对TP2008库进行了相应的基准检验计算,并将计算结果与基准实验值、TPFAP程序自带库(CPMLIB)的计算值、TP2000库的计算值进行了比较,验证了TP2008库的可靠性。可以看出,TP2008库给出了较好的基准检验计算结果。更全面的工程检验计算,有待于进一步地展开。

    2010年03期 v.30;No.116 193-198+209页 [查看摘要][在线阅读][下载 401K]
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  • 热处理对690合金腐蚀性能影响

    乔培鹏;张乐福;徐雪莲;蔡志刚;马明娟;

    采用阳极极化法研究了热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用镍基690合金腐蚀性能影响。试样经过3%、5%的形变量后,在1 080℃、1 100℃1、120℃温度加热10 min和15 min固溶处理,最后经715℃×10 h时效热处理。不同条件处理的试样进行微观分析及电化学实验,结果表明:固溶处理后晶粒尺寸明显长大;时效热处理基本不改变晶粒尺寸,但对晶界碳化物形态和电化学特征值影响明显,能显著提高690合金的耐腐蚀性能。

    2010年03期 v.30;No.116 199-203页 [查看摘要][在线阅读][下载 613K]
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  • 传统共振计算方法改进措施的初步可行性研究

    张正习;蒋校丰;张少泓;

    基于等价理论通过预制的共振积分表来插值产生具体问题共振能区有效截面的方法是反应堆物理计算中传统的共振处理方法,有着十分广泛的应用。为弥补传统方法在处理空间效应和多核共振干涉效应方面尚存在的不足,本文以SCALE软件包中的CENTRM和NITAWL共振处理模块为工具,研究探讨了一种简便易行的改进措施,有望在今后的堆芯计算中得到应用。

    2010年03期 v.30;No.116 204-209页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K]
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  • 高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型

    杨林;刘兵;邵友林;梁彤祥;唐春和;

    高温气冷堆的燃料元件的基本构成单元是全陶瓷型的包覆燃料颗粒,其性能决定了高温气冷堆的安全性。除了传统的辐照实验检测外,建立理论模型对其研究具有重要的意义。本文主要介绍了TRI-SO型包覆燃料颗粒的结构及破损机制,以及国外现有的几个主要模型的基本假设,计算原理和特点,通过对比几个模型的优缺点,提出今后研究的方向。

    2010年03期 v.30;No.116 210-215+222页 [查看摘要][在线阅读][下载 167K]
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  • 基于CFD的反应堆局部三维流动模型与时空中子动力学模型耦合研究

    桂学文;蔡琦;陈玉清;

    利用CFD分析软件ANSYS11 CFX的用户接口编程技术,研究了CFX与三维时空中子动力学模型的耦合问题,并对压水堆稳态下局部三维流动行为和三维物理特性进行了数值模拟。结果表明,该方法能够更精确地研究堆内物理与热工水力行为复杂的关系,计算结果可为反应堆设计和运行分析提供有益的参考。

    2010年03期 v.30;No.116 216-222页 [查看摘要][在线阅读][下载 349K]
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快堆

  • 池式钠冷快堆二回路钠比活度研究

    王勇;周培德;杨勇;张强;

    池式钠冷快堆中的二回路钠比活度影响二回路钠工艺间中的辐射剂量及分区、二次钠泄漏事故的环境影响和运行维修期间工作人员接受的辐射剂量。二回路钠比活度水平是由堆本体屏蔽决定的。本文以中国实验快堆(CEFR)为研究对象,通过研究它们之间的关系,找到设计池式钠冷快堆时确定二回路比活度设计值的方法。研究表明,二回路工艺间中冷阱间的剂量当量率决定了二回路钠比活度值的上限;而从堆容器材料损伤和二次钠事故后果等方面限制推算出的比活度限值远高于上限值,可以据此规律来确定中国示范快堆的二回路比活度设计值,并通过堆本体的屏蔽达到此设计值。

    2010年03期 v.30;No.116 223-227+233页 [查看摘要][在线阅读][下载 333K]
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  • 快堆三维节块法程序燃耗模块的开发

    杨晓燕;徐銤;王侃;李泽华;

    快堆三维节块法程序(HND)由于其在计算精度和计算时间上的优越性,在中国实验快堆CEFR的初步设计和施工设计中都起了很大的作用。但是,三维节块法本身不具备燃耗计算的功能。本文的主要内容是对三维节块法添加燃耗计算的模块,并采用IAEA基准例题和中国实验快堆的对比计算进行检验。记算带有燃耗模块的HND为HNDB,结果表明,HNDB在燃耗计算中有较好的计算结果。

    2010年03期 v.30;No.116 228-233页 [查看摘要][在线阅读][下载 272K]
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  • 中国实验快堆三废控制系统

    李禾;李晓薇;

    介绍了中国实验快堆及三废系统的组成和必要性,国内商用核电站三废系统运行情况。介绍国家标准、法规对核电站三废系统设计的要求,对三废系统贮存、排放废气、废液的要求。利用图形方式介绍中国实验快堆的三废控制系统功能和结构特点。

    2010年03期 v.30;No.116 234-236+249+237页 [查看摘要][在线阅读][下载 377K]
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反应堆工程

  • 液态铅铋回路设计研制与材料腐蚀实验初步研究

    吴宜灿;黄群英;柏云清;高胜;朱志强;陈雅萍;凌新圳;刘静;祝玲琳;王改英;赵连晋;周涛;陈红丽;FDS团队;

    铅铋合金共晶体是加速器驱动次临界系统(ADS)重要的散裂靶材料和冷却剂候选材料,也是先进快中子堆的重要冷却剂材料,液态铅铋回路是开展液态铅铋合金相关技术研究的必备实验平台。FDS团队正在设计研制KYLIN系列铅铋实验回路,本文基于中国首座热对流铅铋回路KYLIN-Ⅰ开展了马氏体钢T92、CLAM和奥氏体钢316L在480℃下,流速为0.14 m/s的饱和氧浓度铅铋中的腐蚀实验研究。初步实验结果显示,三种实验材料均发生氧化腐蚀。

    2010年03期 v.30;No.116 238-243页 [查看摘要][在线阅读][下载 419K]
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  • IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

    代守宝;彭敏俊;

    由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。

    2010年03期 v.30;No.116 244-249页 [查看摘要][在线阅读][下载 495K]
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  • EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较

    郑华;

    简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。

    2010年03期 v.30;No.116 250-257页 [查看摘要][在线阅读][下载 858K]
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  • 大型压水堆核电站换料机的强度分析

    贾晓峰;周国丰;毕祥军;季顺迎;

    压水堆核电站换料机对保障核电站安全运行具有重要的作用,对其主要结构的动力计算和强度评定具有重要的意义。本文应用有限元分析软件ANSYS 12对1 000 MW核电站大型换料机进行了有限元建模,并分别在正常工况(启动、制动)、异常工况(OBE)和事故工况(SSE)下进行了动力计算;采用SRSS方法对3个不同方向地震反应谱下的结构响应(内力、应力)进行了工况组合,并进一步考虑了自重条件的不利影响。根据RCCM规范对换料机主要结构、螺栓、焊缝的强度和辅吊支腿的稳定性进行了评定,并在此基础上对抓取燃料组件的指形钩进行了局部强度分析。评定结果表明换料机的强度在不同工况下均满足规范要求。

    2010年03期 v.30;No.116 258-265+271页 [查看摘要][在线阅读][下载 673K]
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  • 基于模糊神经网络的直流蒸汽发生器压力协调控制

    夏国清;艾明;张伟;

    针对直流蒸汽发生器水容积小,蓄热能力小,数学模型具有不确定性和非线性,在负荷变化或受到扰动的动态过程中出口蒸汽的压力难于控制的特点,引入了协调控制思想,将蒸汽发生器出口蒸汽流量与给水流量引入到控制系统,将模糊神经网络应用到直流蒸汽发生器出口压力的控制中,在线调整神经网络的权值,在此基础上设计了基于模糊神经网络的直流蒸汽发生器压力协调控制器。仿真结果表明,该控制较PID控制具有更小的超调量和调整时间,对实际控制系统设计具有一定的参考价值。

    2010年03期 v.30;No.116 266-271页 [查看摘要][在线阅读][下载 215K]
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软件开发

  • 蒙特卡罗程序TRIPOLI自动建模方法研究

    张俊军;曾勤;王国忠;吴宜灿;FDS团队;

    TRIPOLI是法国原子能署(CEA)开发的三维蒙特卡罗粒子输运计算程序,在反应堆物理分析、辐射防护设计、核安全评估等领域得到广泛应用。但是手工描述其输入文件耗时,容易出错,质量得不到保证。本文研究了TRIPOLI自动建模方法,实现了CAD工程模型与TRIPOLI模型的相互转换。通过对基准例题的计算分析,证明了其转换结果正确、可靠。

    2010年03期 v.30;No.116 272-276页 [查看摘要][在线阅读][下载 413K]
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  • 中子学计算多目标优化程序开发及其初步应用

    胡杨林;刘金超;王明煌;蒋洁琼;曹瑞芬;曾勤;邹俊;陈红丽;吴宜灿;FDS团队;

    中子学优化设计是进行复杂反应堆中子学设计的重要步骤之一。本文发展了中子学计算多目标优化程序MOO1.0(Multi-Objective Optimization Code),该程序能够在给定的约束条件下,通过自动调节指定区的材料体积份额、几何尺寸等参数使得给定的多个中子学目标参数达到全局最优。通过实例测试初步验证了程序的有效性,并将其应用到聚变驱动次临界堆气冷增殖包层结构增殖性能的计算中。

    2010年03期 v.30;No.116 277-282+288页 [查看摘要][在线阅读][下载 292K]
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  • 结合几何的MCNP计算结果可视化分析系统的研究与实现

    范言昌;龙鹏程;曾勤;张俊军;应栋川;吴宜灿;檀结庆;FDS团队;

    蒙特卡罗粒子输运程序MCNP在分析复杂例题的模拟计算结果数据时,具有分析过程不直观、效率低等问题。FDS团队结合科学计算可视化技术、GPU(图形处理器)可视化编程技术,以及本团队自动建模系统MCAM的反向转换引擎,自主研发了集数据分类提取、图形化管理以及结合几何的三维数据可视化分析功能于一体的MCNP计算结果可视化分析系统。以国际热核实验堆ITER为代表的大量测试结果表明,该系统显著提高了数据的利用率和分析效率。

    2010年03期 v.30;No.116 283-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 248K]
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