搜索结果: 106-120 共查到“知识库 裂变堆工程技术”相关记录617条 . 查询时间(3.086 秒)
裂变气体核素γ射线效率刻度中的自吸收校正
蒙特卡罗方法 HPGe探测器 探测效率 自吸收校正
2010/3/31
针对裂变气体核素HPGe探测器效率刻度中的自吸收校正问题，本工作详细描述了源盒、探测器和源物质等计算中需要的参数，按照实际的几何布局建立了HPGe探测器效率的蒙特卡罗计算模型，并编制了相应计算程序。计算模型可靠性得到实验数据的验证，用该模型计算了裂变气体核素在不同源介质下的探测效率，得到了相应的自吸收校正因子。
根据两种主要的共因失效机理，对缺乏数据的目标系统进行了共因失效率和α因子的映射分析，推导出了其上下映射的公式，并引入映射比率θ，对共因失效率和α因子的映射表达式进一步修正。采用概率发生函数，根据权值得到系统共因失效率的均值和方差，并结合映射得出各阶共因失效参数的均值和方差之间的关系表达式。结果表明，应用映射法和概率发生函数对共因失效参数进行不确定性分析，是依据源系统的经验数据来估计共因失效参数的一...
反应堆超临界CO2 Brayton循环特性
超临界 CO2 Brayton循环 反应堆
2010/3/8
为达到满意的循环效率，目前的气冷堆氦气透平循环技术需较高的循环最高温度，即需更高的堆芯出口温度，对反应堆压力壳及燃料元件材料有较高要求，同时由于氦气本身的性质，对透平制造也提出了新的要求；而采用CO2作为循环工质，可保证在热效率相当情况下，降低循环温度，减小透平体积等，提高反应堆的安全性及经济性。根据热力学定律，建立了超临界CO2透平循环计算模型，并对该动力循环进行了详细的特性研究，得到了决定循环...
湍流模型在堆芯热工水力性能分析中的应用
湍流模型 复杂流道 二次流 数值模拟
2010/2/2
针对正三角形布置堆芯棒束燃料通道内冷却剂充分发展湍流流场模拟，对比分析了计算流体动力学软件湍流模型对复杂流道内湍流流场模拟结果的影响。结果表明：湍流模型选取的不同对模拟结果有着显著影响，由于堆芯几何结构复杂，冷却剂流动为复杂三维流动，湍流呈高度各向异性。基于各向同性假设的湍流模型不能准确捕捉堆芯内冷却剂的二次流现象。基于求解雷诺应力输运方程的雷诺应力模型（RSM）能够较好地预测复杂流道内的二次流。...
RIA基准题验证堆芯三维物理-热工耦合程序
三维物理-热工耦合 C4/NK程序 弹棒基准题 提棒基准题
2010/1/30
以COBRA-Ⅳ和NLSANMT程序为基础，开发了堆芯三维物理-热工耦合程序C4/NK。针对两个典型的反应性引入事故（RIA），即NEACRP弹棒基准题和提棒基准题，分别进行了验证计算。与参考值和其他程序的计算结果相比，C4/NK耦合程序具有较好的精度，能正确模拟瞬态过程中的物理-热工反馈现象。
跳源法在启明星1＃次临界装置中的应用
跳源法 启明星1＃次临界装置 有效倍增系数 中子源
2010/1/11
原要介绍了跳源法在启明星1＃次临界装置上测量次临界度的原理、外源驱动的次临界中子学实验装置、堆芯布置及中子源驱动系统。主要研究了中子源在堆芯轴向中心位置、不同装载情况下的反应性变化，并给出不同的有效倍增系数keff。实验测量结果与理论计算结果进行了比较，结果符合较好。
聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究
聚变-裂变混合堆 水冷包层 核燃料 中子物理性能
2009/12/11
研究直接应用国际热核聚变实验堆（ITER）规模的聚变堆作为中子驱动源，采用天然铀为初装核燃料，并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术，设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析，研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示，现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂...
起伏因素影响自然循环流动的机理分析
自然循环流动 起伏
2009/12/11
以一体化全功率自然循环反应堆模拟实验回路为物理原型，建立了起伏条件下自然循环流动的理论分析模型，并通过编制程序进行离散求解，分析了起伏对自然循环的影响机理。结果表明：1）起伏对自然循环具有重要影响，起伏幅度越大，或起伏周期越长，流量波动越大；2）起伏条件下的自然循环是交变力场和密度分布变化综合作用的结果；3）起伏对自然循环的影响在一定参数条件下可能比摇摆更显著，从而可能引起更加严重的后果，需要引起...
反应堆启动反应性添加程序优化研究
反应堆 物理启动 反应性 优化研究
2009/12/3
根据实际启动经验，运用RETRAN-02系统瞬态分析程序，就反应堆在启动过程中的反应性添加程序进行了分析、计算，提出通过合理的反应性添加程序可适当缩短等待时间，加大每次反应性的添加量，减少提棒次数。这样既可保证大盲区启动过程的安全，又有很高的效率，减轻了操作人员的工作强度，缩短了启动时间。对今后制定反应堆启动的反应性添加程序、安全实施启动有一定的参考作用。
压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势
压水堆核电站 热工水力
2009/12/3
比较分析了目前世界上典型的压水堆核电站热工水力系统程序的研发历程、发展现状、应用范围，着重指出了最佳估算、程序耦合、程序评估在热工水力系统程序研发中的重要作用，阐述了各国热工水力系统程序研发模式对我国自主创新的借鉴意义。
使用自主开发的一维输运／燃耗／可视化计算程序系统VisualBUS1．0和HENDL1．1／MG数据库，对^233U，^235U和^239Pu的热溶液临界球基准实验和^237Np，^241Am和^244Cm的金属快裂变临界球问题进行校核。和国际上广泛使用的各种程序和数据库的模拟计算结果以及相关实验结果进行综合对比和分析，初步验证了HENDL1．1／MG中裂变核素核数据的可靠性和应用性，同时也进一步...
用离子辐照模拟研究反应堆结构材料中金属/金属界面原子扩散行为
电子能损 核能损 金属/金属界面
2009/11/27
介绍了利用载能离子辐照模拟研究反应堆结构材料中金属／金属界面原子扩散行为的实验进展，特别是辐照参数（如辐照剂量、辐照温度、核能损、电子能损以及膜结构等）对界面原子扩散行为的影响，并对可能的机理进行了简要的评述。
核反应堆冷却剂循环泵全流道三维数值模拟及性能预估
核反应堆 核主泵
2009/11/3
为实现核反应堆冷却剂循环泵（核主泵）的设计自主化及制造国产化，通过CFD数值模拟软件FLUENT，应用RNGk-ε湍流模型及SIMPLE算法对某核主泵进行全流道三维数值模拟，获得了在不同工况下的叶轮内部流动情况，分析了压力和速度分布规律，并进行了性能预估。结果表明，稳态工况下叶片的工作面与背面的压力分布与速度分布合理;泵段压力总体上由进口端至出水端呈递增趋势且在叶轮段出现最大值;在设计工况点得到...
RELAP5与CFX程序耦合研究
RELAP5程序 CFX程序 RELAP5/CFX耦合程序
2009/11/2
以RELAP5与CFX程序为基础，利用并行虚拟机技术和CFX用户函数进行编程，开发了RELAP5/CFX耦合程序。在单相范围内，首先利用水平圆管喷放问题验证了程序间耦合的正确性。然后，针对双T型接管混合实验进行了模拟，相对于单独的RELAP5程序，耦合程序能更好地揭示真实的物理现象。通过后续的开发完善，耦合程序可用于反应堆安全分析中存在着显著三维混合现象的问题。