搜索结果: 1-15 共查到“知识库 裂变堆工程技术其他学科”相关记录170条 . 查询时间(3.081 秒)
1MWth火星表面热管熔盐堆堆芯初步中子学设计
熔盐堆 高温热管 控制鼓
2022/1/21
核反应堆由于其能量密度高、功率质量比高和尺寸小等优点，成为未来载人火星探测任务的主要能源供给。为此，结合熔盐堆与高温热管技术，提出了寿期大于5a的1MWth火星表面热管熔盐堆（MartianSurfaceMoltenSaltReactor，（MS）2R）方案。采用MCNP（MonteCarloNparticleTransportCode）和MOBAT开展了（MS）2R的堆芯尺寸和反应性控制的优化设...
翼形翅片的印刷电路板式换热器（PrintedCircuitHeatExchanger，PCHE）是一种新型高效紧凑的微通道热交换器，具有紧凑、耐高温、耐高压等优点，在太阳能、液化天然气和核能等清洁能源领域受到广泛的关注。针对翼形翅片PCHE在FNaBe为工质流体的高温熔盐换热器方面的应用，利用数值模拟和正交实验设计的方法研究了不同翼形翅片排布方式在能量利用效率方面的表现并进行了参数优化。对优化的排...
熔盐堆低功率工况下反应性引入事故初始条件敏感性探讨
熔盐堆 低功率 反应性引入事故 敏感性
2021/12/23
熔盐堆低功率工况反应性引入事故中，不同的反应性引入速率将触发不同的停堆信号。同时反应堆初始功率和反应性温度系数等初始条件影响事故的进程，引起事故后果的差异。本文选取了7个反应性引入速率工况、25个初始功率水平和反应性温度系数的参数组合初始工况，分别讨论了这三个参数对事故后果的影响。分析结果表明：熔盐堆低功率工况反应性引入事故的后果对反应性引入速率的变化较敏感，在其他初始条件一定的情况下，存在特定的...
中国先进研究堆启动临界外推优化研究
中国先进研究堆 临界外推 曲线拟合 本底值
2020/12/15
中国先进研究堆（ChinaAdvancedResearchReactor，CARR）长时间停堆后重新启动需进行临界外推，重水光激中子既是反应堆启动中子源，也是探测器本底。外推过程中，本底使外推曲线呈“凸”状，使外推的临界棒位均大于实际临界棒位，这样的外推过程是危险的。曲线拟合的方法可以得到探测器中子本底值和反应堆临界棒位，采用拟合得到的本底值来修正外推临界棒位，使外推结果明显改善，修正的外推棒位基...
中国实验快堆平衡循环不倒料优化初步研究
中国实验快堆 换料方案 快堆堆芯燃料管理优化程序
2011/1/17
中国实验快堆现有的平衡循环换料方案由专家经验得到。本工作采用自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序，对中国实验快堆平衡循环进行不倒料优化计算，通过与现有的平衡循环换料方案计算结果比较，对快堆堆芯燃料管理程序进行验证，说明现有的平衡循环换料方案是符合设计限值的较优方案，并给出优化的平衡循环不倒料换料方案。本工作结果表明，自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序可成功用于中国实验快堆的平衡循环不倒料优化。
基于SCWR堆芯结构的子通道程序开发与应用
超临界水堆 慢谱燃料组件 子通道分析 SABER程序
2010/9/2
为能够对超临界水堆（SCWR）堆芯进行子通道分析，开发了新的子通道分析程序SABER。该程序在COBRA程序的基础上改进了网格结构和热传导模型，加入了新的边界条件和水物性模块，以适用于SCWR慢谱燃料组件的子通道分析。为评估程序的适用性，采用该程序对SCWR堆芯概念设计中的慢谱燃料组件进行子通道建模，并进行稳态计算。结果表明，该程序能够用于SCWR堆芯的子通道计算分析，并较好地解决了慢谱组件计算中...
应用60Co强γ源进行康普顿散射，再结合0.67 MeV（137Cs源）和1.25 MeV（60Co源）标准γ源，获得裂变γ能区多种能量γ辐射。以国产掺铈氯化镧（LaCl3:Ce）闪烁晶体样品配光电倍增管构成快响应闪烁探测器，在这些γ能量下对LaCl3:Ce探测器灵敏度进行了测量。测量结果表明：以LaCl3:Ce对0.67 MeV γ的灵敏度为归一基准，LaCl3:Ce对1.25 MeV γ的灵敏...
脉冲源法测量系统次临界度的进一步分析
次临界 脉冲源 时间增殖常数
2010/8/25
脉冲源法是确定反应堆次临界度的一种方法，实际应用中，其适用性与脉冲源的时间特性相关。用解析方法推导了脉冲源的后沿时间波形对诊断次临界系统中子学时间常数本征值的影响，并用数值计算进行了验证，明确了脉冲源法诊断次临界系统中子学时间常数时所需满足的外源条件。结果表明，在目前研究关心的时间尺度范围内，脉冲源法适用的目标诊断量的要求是外中子源的时间衰减深度一定要深于装置的次临界度。
CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计
CANDU重水反应堆 钴调节棒组件 结构设计
2010/8/20
利用秦山三期CANDU重水反应堆生产60Co放射源具有活度高、产量高、成本低等优点。CANDU重水反应堆原有的21个不锈钢调节棒组件改成同样数量和位置的钴调节棒组件后，在保持原来调节棒功能的条件下，利用59Co吸收中子转变为60Co，生产放射性钴源。本工作详细阐述了钴调节棒组件设计要求及结构设计过程中与各种设计接口之间的关系，并通过对设计的钴调节棒组件进行结构完整性分析、提插棒时间分析及跌落事故分...
确定反应堆核功率刻度中修正系数的新方法
中子注量 修正系数 功率 MCNP程序
2010/6/29
基于Westcott理论刻度反应堆核功率是目前应用最为广泛的方法，但该方法需要用到大量的修正参数，而修正参数在很大程度上依赖于基于某些特定堆型的经验公式，非常繁琐。本工作利用MCNP程序对堆芯乃至堆芯内活化箔的布置情况进行精确描述，通过理论计算直接得到活化箔活性与反应堆核功率之间的关联系数，从而直接用实验测得的堆芯中子注量分布及归一点的活化箔活性导出反应堆的功率。该方法具有简单、准确度高、适用范围...
采用SF6示踪技术检测某反应堆3个堆厅在常温常压下的气体渗漏率，考察堆厅渗漏气体在主要工作场所的累积效应和到达建筑物内人员疏散通道关键部位的时间和累积强度。结果表明，3个反应堆堆厅在检测条件下的气体渗漏率分别为（7.30±0.16）×10-4、（1.88±0.12）×10-4和（2.07±0.07）×10-4h-1。堆厅渗漏气体在各工作间以较快速度积累，5 h左右在工作间内达到极值，在一楼更衣室内...
反应堆一回路装置的重量优化设计
核动力装置 一回路 优化设计 敏感性分析
2010/5/25
本文将最优化理论应用到核动力装置方案设计中，以核动力装置重量作为性能评价指标，建立了核动力一回路系统中主要设备的重量评价模型，在对影响一回路主要设备重量的热工参数进行敏感性分析的基础上，应用自主开发的改进复合形算法对核动力装置总体热工参数进行寻优，在满足功率要求和安全准则的前提下，获得了使压水堆一回路装置重量最小的优化设计方案。优化设计方案与原始设计方案相比，重量减少了3.77%，从理论上证明了优...
TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析
氢化锆 慢化剂温度效应 TOPAZ- Ⅱ反应堆
2010/5/14
TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料，以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同，TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应，且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算，通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化，得出产生正慢化剂温度效应的原因：氢化锆升温后，中子产生率增加较大，而泄漏率增加...
HTR-PM反应堆舱室自然对流特性数值分析
高温气冷堆 余热排出系统 自然对流
2010/5/5
为研究HTR-PM反应堆舱室自然对流特性，本文分别就黑度系数、辐射模型、流动模型及壁面处理方式等进行了讨论，摸索出适用于HTR-PM反应堆舱室自然对流数值分析的模型。利用该模型，对影响反应堆舱室自然对流的内外壁面温差、径向间距与环形空间高度比、水冷壁钢板高度与环形空间高度比、内外壁面半径比和内壁面温度不均匀分布等5个因素进行数值分析，并对部分因素给出相关的拟合公式，对于HTRPM反应堆舱室设计、...