- 闫宇航;蒋校丰;张少泓;
依据美国核管会有关压力容器中子注量确定方法的管理导则,在二维SN程序DORT的基础上,通过自行开发X-Y与R-θ坐标系间的中子源转换程序,建立起了一套基于综合法的压力容器三维快中子注量计算方法。NUREG/CR-6453和NUREG/CR-6115基准问题检验结果表明,本文所建立的方法能够提供满足工程精度要求的压力容器注量空间和能谱分布。
2012年04期 v.32;No.125 289-294页 [查看摘要][在线阅读][下载 309K] [下载次数：203 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：1 ] - 韩静茹;陈义学;石生春;袁龙军;陆道纲;
蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)耦合方法是解决同时具有复杂几何和深穿透特点的核装置屏蔽问题的有效方法。本文首次将三维MC-SN耦合方法应用于压水堆屏蔽计算。针对NUREG/CR-6115压水堆基准模型,选取热屏蔽内表面为公共交界面,将其分为几何复杂的MC模拟区和具有深穿透特点的SN模拟区。三维MC程序用于精确描述堆芯到热屏蔽精细模型,并记录穿过热屏蔽内表面的中子径迹信息。接口程序将中子径迹转换为SN计算所需的边界源,提供给三维SN程序进行热屏蔽到压力容器的计算。计算结果包括压力容器内表面、1/4壁厚处及焊缝处快中子注量(E>1.0 MeV)圆周方向分布。三维耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,验证了该方法处理圆柱坐标系屏蔽问题的有效性和程序使用的正确性。
2012年04期 v.32;No.125 295-300页 [查看摘要][在线阅读][下载 243K] [下载次数：157 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 蔡光明;阮良成;
由于点堆中子动力学方程是个刚性方程,因此准确、快速、稳定地求解方程是困难的。得益于现代计算机技术的进步,本文直接采用代中子时间计算法求解点堆中子动力学方程,并用C++语言编制了计算程序。经过基准例题和动态-逆动态对比计算,验证了模型、程序计算的准确性和稳定性,而计算时间也是可接受的。
2012年04期 v.32;No.125 301-305+314页 [查看摘要][在线阅读][下载 160K] [下载次数：248 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：1 ] - 李满仓;王侃;姚栋;
两步法反应堆物理计算流程中,组件均匀化群常数显著影响堆芯计算精度。相比确定论方法,连续能量蒙特卡罗方法均匀化精确描述各种几何构型栅格,避免繁琐共振自屏计算,保留更多连续能量信息,不仅产生的群常数更精确,而且普适性也更强。作为实现连续能量蒙特卡罗组件均匀化的第一步,本文应用径迹长度方法统计计算一般群截面和群常数,提出并使用散射事件方法获得不能直接应用确定论方法计算群间散射截面和高阶勒让德系数,应用P1截面计算扩散系数。为还原两步法计算流程中组件在堆芯的临界状态,本文应用BN理论对均匀化群常数进行泄漏修正。在4种类型组件和简化压水堆堆芯上数值验证蒙特卡罗均匀化群常数。验证结果表明:连续能量蒙特卡罗方法组件均匀化群常数具有良好几何适应性,显著提高堆芯计算精度。
2012年04期 v.32;No.125 306-314页 [查看摘要][在线阅读][下载 379K] [下载次数：274 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：8 ] |[阅读次数：1 ]
- 曹泓;杨庆湘;
在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。
2012年04期 v.32;No.125 332-338页 [查看摘要][在线阅读][下载 251K] [下载次数：84 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：1 ] - 夏榜样;秦冬;
本文针对紧凑型压水堆提出了一种可代替固体控制棒束的反应性控制方法—"液态金属控制",该控制方法不仅可以避免固体控制棒因机械传动带来的诸多技术问题、大幅简化堆芯结构设计,而且还具有布置灵活、反应性控制能力强等特点。计算结果表明:对于热功率为180MW、平均功率密度为91.2MW/m3的紧凑型压水堆,堆芯寿期可以达到1 000EFPD。
2012年04期 v.32;No.125 339-343页 [查看摘要][在线阅读][下载 239K] [下载次数：119 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 刘鑫;匡波;
本文针对超临界压力水在竖直上升管内的传热工况,广泛搜集公开文献中的实验数据,建立并整理了宽范围实验数据库;引入两组无量纲数表征超临界流体强烈物性变化及其次级效应对传热的影响,基于无量纲数敏感性分析与多重共线性评估,采用主成分分析回归建立了两种形式的宽范围换热关联式;对两个关联式进行评价,并与其他关联式进行比较,这两个关联式在适用范围、误差大小和准确度方面均优于其他关联式。
2012年04期 v.32;No.125 344-353页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K] [下载次数：165 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：1 ]
- 陈珍平;王电喜;何桃;王国忠;郑华庆;
特征线方法(Method of Characteristics,MOC)能否应用于复杂几何关键在于能否将特征线方法与有效的几何处理方法结合起来。本文在菱形差分特征线理论基础上,基于FDS团队自主研发的核与辐射输运计算自动建模软件MCAM的几何处理引擎,研发了基于CAD技术的特征线中子输运计算程序,并利用相关基准例题对程序进行了数值验证,其结果与参考值吻合良好,表明本文方法和程序的可行性、正确性与可靠性。
2012年04期 v.32;No.125 354-359页 [查看摘要][在线阅读][下载 278K] [下载次数：237 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：9 ] |[阅读次数：1 ] - 陈冲;邹俊;许德政;曾勤;王明煌;
加速器驱动次临界系统(ADS)中子能量跨度大,能谱复杂,物理效应强烈,现有核数据库无法充分满足ADS核设计与分析的需求。为了开展ADS相关研究,FDS团队设计并制作了ADS点状核数据库HENDL-ADS/MC,并通过了一系列临界安全实验和屏蔽积分实验例题的基准测试。为了进一步检验高能截面数据的准确性,还利用国际高能中子屏蔽积分实验例题对HENDL-ADS/MC进行了测试。基准测试和高能屏蔽积分实验的测试结果初步证明了该数据库的可用性与准确性。
2012年04期 v.32;No.125 360-365页 [查看摘要][在线阅读][下载 235K] [下载次数：207 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：1 ] - 吴明昌;吴亮亮;郝丽娟;郑华庆;宋婧;
在核聚变装置的停堆剂量率的计算中,通常采用MCNP程序来实现光子的输运计算,但由于聚变装置几何和材料的高度复杂性使得栅元数量庞大,同时由于标准MCNP在进行光子输运计算时,SDEF通用源卡只支持1 000个以下的栅元描述,因此直接采用SDEF通用源卡的方法无法实现聚变堆的停堆剂量率精确计算与分析。本论文采用MCNP内置源子程序方法直接对衰变光子源进行抽样,解决了SDEF通用源卡受限的问题。以国际热核聚变实验堆ITER最新发布的停机剂量率基准例题以及ITER-T426基准实验例题对源子程序进行了校验,结果表明了该方法的可用性与正确性。
2012年04期 v.32;No.125 366-370页 [查看摘要][在线阅读][下载 294K] [下载次数：184 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：1 ]