反应堆物理

  • 一种节块多群精细注量率重构方法

    黄灏;汤春桃;张少泓;

    在全堆粗网格节块解的基础上,经节块内精细注量率的重构来获得各燃料棒的功率是目前轻水堆堆芯分析计算中普遍采用的方法,然而,目前的精细注量率重构方法大都只适用于两群,无法进行多群重构。在韩国国立首尔大学提出的多群重构思想基础上,经进一步改进,研制出了多群重构方法,并开展了多个基准问题的检验。

    2008年02期 No.107 97-101+106页 [查看摘要][在线阅读][下载 1104K]
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  • 隐式重启的Arnoldi方法及其在高阶谐波求解中的应用

    黄义超;张少泓;

    Krylov子空间方法的出现是近年来大型线性方程组和特征值问题求解领域的重大进展,介绍其中一类适用于求解反应堆k-本征值问题的隐式重启的Arnoldi方法(IRAM),以及该方法在高阶谐波求解中的应用。研究结果表明,IRAM方法求解高阶谐波具有和源修正法同样的精度,但计算速度更快,尤其是当所求的谐波阶次较高时,IRAM方法可获得10倍以上的速度优势。同时,IRAM方法还具备较好的处理重特征值问题的能力。

    2008年02期 No.107 102-106页 [查看摘要][在线阅读][下载 743K]
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  • 求解点堆动态方程的IGear方法

    肖红;王侃;

    求解点堆中子动力学方程的改进的Gear方法——IGear,以其高阶和大稳定域的性质保持了Gear方法适应性强,计算精度较高的优点,并改进了它的缺点。因此能够灵活应用于各种反应性的输入。计算结果表明:从计算时间和计算精度上看,该方法都可以满足实际工程的需要,是求解点堆动态方程的一种较好的方法。

    2008年02期 No.107 107-113+119页 [查看摘要][在线阅读][下载 1047K]
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  • 输运方法求解堆芯均匀化问题

    杨雪;施工;胡永明;

    研究不连续因子在输运方法求解堆芯均匀化问题中的应用。选用的计算方法为二维离散纵标法(SN),重点讨论了普通燃料组件和强吸收的控制棒组件的均匀化处理。将不连续因子引入SN方法中、给出了两种不连续因子的求解方法以及修正控制棒组件均匀化吸收截面的修正因子。通过两个典型例题的计算显示改进效果。

    2008年02期 No.107 114-119页 [查看摘要][在线阅读][下载 1207K]
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  • 中国实验快堆堆芯围桶开孔对正常运行工况影响的分析

    张亚勃;杨红义;

    堆芯围桶开孔是中国实验快堆(CEFR)事故余热排出系统的重要组成部分之一,是保证该系统形成自然循环排出反应堆事故后剩余发热的关键环节。本文应用通用计算流体力学软件CFX对CEFR堆芯围桶开孔对反应堆正常运行工况的影响进行了模拟,计算了在正常工况运行时,CEFR的反射组件与屏蔽组件热功率对堆芯围桶开孔附近温度场以及流场的影响,给出了堆芯围桶开孔区域的三维温度场、三维流场以及压力分布矢量图。结果表明,目前的设计在满足事故余热排出的要求同时,对反应堆正常运行工况的影响是可以接受的。

    2008年02期 No.107 120-124页 [查看摘要][在线阅读][下载 2370K]
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  • 含有可燃毒物的压水堆核电站堆芯装料设计优化研究

    石秀安;刘志宏;胡永明;

    含可燃毒物的压水堆装料优化是燃料管理优化研究中的难点,应用通常的脱耦方法和优化算法效率低、全局性差。研究提出局部脱耦方法用以简化问题规模、缩小搜索空间,选择特征统计算法进行优化方案的搜索。利用局部脱耦方法结合特征统计算法研制出压水堆核电站堆芯LP和BP耦合装料优化程序CSALPBP。使用该程序对大亚湾第10循环和第12循环进行了装料优化计算。结果表明CSALPBP程序在求解含可燃毒物的压水堆装料优化问题方面具有很高的搜索效率和很好的全局性,能够较好地解决含可燃毒物的压水堆堆芯装料优化难题。

    2008年02期 No.107 138-146页 [查看摘要][在线阅读][下载 1936K]
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  • 先进的规则床模块式高温气冷堆概念

    田嘉夫;

    规则床模块堆是燃料球呈规则堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计。燃料球在平面上成正方形排列,四个球的中心是次一层球的位置,形成正四棱锥堆积。当燃料球落入被做成一定几何形状的堆芯空腔时,就自动形成规则堆积。燃料球可以从反应堆顶部装入和卸出,能够在较短的停堆时间内完成换料操作。规则床堆芯是一种密实体,具有很强的结构适应性和稳定性。在模块化设计中,保持非能动冷却和限制最高燃料温度的条件下,它能够提高输出功率和降低堆芯压降,同时还兼有球形燃料堆和柱状燃料堆的主要优点。本文介绍规则堆积床特性和预测规则床模块堆的设计性能。

    2008年02期 No.107 147-157页 [查看摘要][在线阅读][下载 2860K]
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  • 基于CFNN的核蒸汽发生器水位控制

    苏应斌;夏虹;沈季;

    鉴于常规的PID控制存在控制对象参数变化时控制参数无法改变的不足,从而根据一个核蒸汽发生器(NSG)的简化数学模型,将一种补偿模糊神经网络(CFNN)用于NSG水位的控制。该网络由于引入了补偿神经元,使网络的容错性更好,系统更稳定。同时在神经网络学习算法中动态优化补偿模糊运算,使网络更适应,训练速度更快。仿真表明,该方法在装置负荷变化时比常规的PID控制方法超调量小,收敛速度快。该网络能在线调整参数,动态优化模糊规则,适于在线学习控制。该控制方法对NSG水位智能控制研究具有一定意义。

    2008年02期 No.107 158-162页 [查看摘要][在线阅读][下载 1111K]
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  • 小型动力堆自然散热分析与研究

    桂学文;蔡琦;于雷;谢海燕;

    研制了反应堆维修期间堆芯自然散热的计算分析程序,并对程序计算结果和跟踪试验结果进行了比较,表明了本程序的计算结果是正确可靠的,为掌握堆芯无冷却时冷却剂压力和温度等参数的变化规律提供了有力的计算工具,对确保维修期间的核安全提供了科学可靠的技术依据。

    2008年02期 No.107 163-166页 [查看摘要][在线阅读][下载 777K]
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快堆

  • 国产快堆材料与高温钠的相容性研究概况

    许咏丽;

    概述了作为钠冷快堆结构材料和包壳材料的国产奥氏体不锈钢以及作为蒸汽发生器管材的铁素体低合金钢与高温钠相容性研究的主要结果和现状。

    2008年02期 No.107 125-128+124页 [查看摘要][在线阅读][下载 106K]
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  • 快堆结构材料综述

    徐海涛;

    综述了快堆压力边界结构材料方面的研究与应用进展情况,从低合金钢、不锈钢、焊接材料等几个方面进行了阐述。在此基础上提出了我国快堆结构材料的研究方向。

    2008年02期 No.107 129-133+157页 [查看摘要][在线阅读][下载 144K]
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  • 通气式B_4C屏蔽棒的辐照考验

    张汝娴;

    介绍了中国试验快堆屏蔽组件采用的通气式B4C屏蔽棒的结构与辐照考验结果。在BOP-60快中子反应堆对屏蔽棒的辐照考验表明:在508~580℃下,经383个有效辐照天后,最大快中子注量达0.38×1023cm-2(En>0.1 MeV),包壳材料的最大辐照损伤剂量为18.6 dpa(原子离位次数),10B平均燃耗约10.2%,最大燃耗约19.4%。屏蔽棒的结构完整,尺寸无明显变化,40个芯块中,有17个块保持原状和完整性,其余的损坏成两块或更多的小块,不可能从通气孔中逃逸,B4C芯块的最大肿胀值为ΔV/V≈4.2%。包壳的机械特性能保持足够高的水平,在最大损伤剂量部位的屈服强度增加了30%~40%,在500℃下屈服强度为760 MPa。均匀伸长率在辐照后减少了25%~30%,在500℃下为1.4%。B4C吸收元件在达到的辐照参数下表现出高的辐照稳定性,可以用在CEFR反应堆的B4C屏蔽组件中。

    2008年02期 No.107 134-137页 [查看摘要][在线阅读][下载 405K]
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核聚变

  • ITER双功能液态锂铅实验包层系统故障模式影响分析

    胡丽琴;吴宜灿;陈红丽;柏云清;刘松林;汪建业;王世鹏;FDS团队;

    实验包层模块允许放置在ITER中实验的前提是其对ITER的安全以及对工作人员和环境不构成显著影响。ITER要求各参与方的实验包层模块在实验前必须提交安全分析报告,进而获取安全许可证。在中国双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)设计基础上,采用了故障模式影响分析(FMEA)方法对DFLL-TBM进行了安全评估与分析,得到所有可能导致严重后果的假设始发事件,验证了确定论安全分析所选择的三个参考事件可以包络所有的假设始发事件。

    2008年02期 No.107 167-171页 [查看摘要][在线阅读][下载 106K]
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  • 中国液态锂铅热对流实验回路DRAGON-Ⅰ温度场和速度场数值模拟分析

    朱志强;汪卫华;章毛连;高胜;金鸣;宋勇;黄群英;吴宜灿;FDS团队;

    锂铅实验回路是研究聚变堆液态金属锂铅包层关键科学技术问题的必备装置,其锂铅温度场和速度场分布对分析相关实验结果是必需的。DRAGON-I是中国第一座热对流锂铅实验回路,采用FLU-ENT软件对该回路中液态锂铅的温度场和速度场进行了二维和三维模拟分析。结果表明:回路内锂铅温度场分布符合回路设计时的温度变化要求,并在回路管径截面上变化很小;锂铅速度除了在回路上端两个直拐角处波动较大外,其余管道直段波动非常小,平均速度约0.14 m/s。

    2008年02期 No.107 172-175+171页 [查看摘要][在线阅读][下载 1057K]
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核安全

  • RiskA事件树模型转换模块的研发

    袁润;李亚洲;胡丽琴;王海涛;高峰;吴宜灿;FDS团队;

    我国的核电行业大多采用国外商用PSA软件作为其概率安全分析工具,其中Risk Spectrum是国内目前应用最广泛的PSA软件。RiskA是FDS团队自主研发的具有完全自主知识产权的大型集成概率安全分析可靠性软件系统。为了保证核电站PSA事件树模型的可靠性,在深入分析Risk Spectrum、RiskA的事件树存储结构基础上,设计并开发了事件树模型识别模块,该模块能够实现Risk Spectrum事件树模型向RiskA事件树模型的自动转换。

    2008年02期 No.107 176-179+187页 [查看摘要][在线阅读][下载 289K]
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  • LNQ系统失电的风险分析

    司先国;匡波;商幼明;

    介绍了秦山第二核电厂常规岛220 V不间断交流电源系统(下称LNQ)功能,并分析了LNQ系统丧失后的后果和对机组潜在的影响,从而寻找出相应的对策,使运行人员在LNQ故障时能够迅速、准确地采取合适的、恰当的处理措施,减轻LNQ失电事故的后果。

    2008年02期 No.107 180-187页 [查看摘要][在线阅读][下载 449K]
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  • 核电厂大型组合结构的有限元抗震分析方法研究

    谭忠文;王海涛;何树延;

    在现代核电站抗震设计中,有限元法是各类相关设备抗震分析与评价的重要数值仿真工具。对于形状复杂、部件众多的大型组合结构,采用整体三维建模的有限元模型通常需要很大的存储和计算规模,超出现有的计算条件。因此需要首先研究组合结构各个部件的动力学特性,从而建立合理的三维简化力学模型,并以该模型为基础进行有限元数值仿真。本文以某地车-吊车组合结构为例,给出此类大型组合结构的抗震分析方法,并将等效静力法与反应谱法相结合,对该结构进行分析,最后根据相关法规对各子结构进行评价,以确保总体组合结构在极限安全地震条件下能够保持结构完整性。

    2008年02期 No.107 188-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 1555K]
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