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快中子脉冲堆动力学特性研究 总被引:2,自引:0,他引:2
快中子脉冲堆是一种可超瞬发运行的链式反应堆,在研究裂变反应堆瞬态物理过程和中子动力学过程等方面有重要的应用价值。介绍了快中子脉冲堆的动力学过程与特性,推导了动力学方程和超瞬发临界状态下的解析解。介绍了实验研究结果,测量了快中子脉冲堆超瞬发临界运行产生的脉冲中子辐射场的脉冲特性参数,获得了快中子脉冲堆中子动力学的基本特性参数。实验结果与建立的理论模型很好地符合。 相似文献
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利用MCNP程序建立了CFBR-Ⅱ堆结构的三维模型,借助中子倍增的方法实现了计算中子价值的功能。为消除实验中用中间钢托盘孔道内的中子价值代替上下半球的中子价值而引起的差异,利用均匀抽样技巧对各区域沿径向分层细致计算。结果表明,中子价值最大处位于高富集度铀区域中间某层而非系统中心或上下半球球心,其他区域中子价值则沿径向单调递减。 相似文献
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利用MCNP程序建立了CFBR-Ⅱ堆结构的三维模型,借助中子倍增的方法实现了计算中子价值的功能.为消除实验中用中间钢托盘孔道内的中子价值代替上下半球的中子价值而引起的差异,利用均匀抽样技巧对各区域沿径向分层细致计算.结果表明,中子价值最大处位于高富集度铀区域中间某层而非系统中心或上下半球球心,其他区域中子价值则沿径向单调递减. 相似文献
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针对熔盐快堆中子物理与水力强耦合的特点,使用开发的熔盐堆三维多物理耦合程序TMSR3D,分析了稳态情况下锕系元素再循环嬗变熔盐堆(MOSART)缓发中子先驱核守恒方程中湍流扩散项对熔盐快堆堆芯物理参数的影响。结果表明:在稳态情况下,湍流扩散项对堆芯有效增殖因数影响很小,对堆芯快中子和热中子通量密度的影响也很小,但湍流扩散项对堆芯缓发中子先驱核分布的影响大,且影响程度与具体的湍流运动黏度分布、湍流施密特数和不同的缓发中子先驱核群相关。 相似文献
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缓发中子伴随核裂变产生,通过对它的测量估算核裂变数是一需实验检验的新方法。在中国原子能科学研究院微堆辐照235U样品,采用3He正比计数器测量缓发中子,并通过缓发中子数反推得到铀样品的总裂变数。利用高纯锗γ谱仪测量被辐照样品发射的缓发γ射线,通过缓发γ射线数得到样品总裂变数。对两种测量方法得到的结果进行了对比和分析,结果表明,用缓发中子法和缓发γ法对同一样品测量的结果一致,缓发中子法可作为一种辅助诊断方法。 相似文献
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有效缓发中子份额(βeff)是研究反应堆动力学特性的关键参数。在液态燃料熔盐堆(MSR)中,燃料流动引起缓发中子先驱核(DNP)在堆内的再分布,并使部分DNP在堆外回路衰变,从而导致βeff的计算方法与固态燃料反应堆不同。为评估石墨慢化通道式熔盐堆内燃料流动引起的反应性损失,研究缓发中子随燃料的流动行为,同时为堆设计和安全分析提供依据,分别基于解析方法和数值方法推导了计算βeff的数学模型,计算了熔盐实验堆(MSRE)在额定工况下的DNP损失份额和堆内DNP浓度分布,并分析了燃料在堆外流动时间和入口流量对βeff的影响。结果表明:两种方法均可对DNP行为提供合理描述;固定燃料在堆外流动时间,βeff随入口流量的增加而减小;固定入口流量,βeff随燃料在堆外流动时间的增加而减小,80 s后趋于稳定。 相似文献
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通过计算国外基准装置缓发临界处的瞬发中子衰减常数,证明了用模拟脉冲源方法计算出的瞬发中子衰减常数是可信的.用该方法计算了CFBR-Ⅱ堆5个次临界状态的瞬发中子衰减常数;线性外推得到缓发临界时系统的瞬发中子衰减常数为0.55μs-1;计算值与试验结果相比存在着偏差.文中简单分析了产生偏差的原因. 相似文献
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通过计算国外基准装置缓发临界处的瞬发中子衰减常数,证明了用模拟脉冲源方法计算出的瞬发中子衰减常数是可信的。用该方法计算了CFBR-Ⅱ堆5个次临界状态的瞬发中子衰减常数;线性外推得到缓发临界时系统的瞬发中子衰减常数为0.55μs-1;计算值与试验结果相比存在着偏差。文中简单分析了产生偏差的原因。 相似文献
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本文研究了计算反应堆中子代时间(Λ)的瞬发中子通量密度衰减法,基于反应堆仅释放瞬发中子的假设条件,研究了瞬发中子动力学方程,将Λ的计算转变为α本征值的计算问题,采用MCNP程序模拟瞬发中子通量密度的衰减特性以拟合出α值。该方法避免了抽样计算中子价值函数的复杂问题,实现相对容易。并根据西安脉冲堆(XAPR)堆芯三维燃耗分布拟合出不同燃耗深度下瞬发中子通量密度衰减系数α,计算出堆芯中子代时间。结果表明:随着XAPR堆芯燃耗的加深,中子代时间呈增大趋势,从新堆芯到第一循环末(120EFPD),Λ增大幅度为8.93%。 相似文献
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为确保快中子脉冲堆的运行安全,防止超临界脉冲对材料造成物理损伤,需要对快中子脉冲堆脉冲工况进行模拟分析。本研究针对金属核燃料快中子脉冲堆,基于点堆动力学方法、蒙特卡罗方法和有限元力学方法,对Godiva-I脉冲堆开展了核热力耦合计算分析研究。计算结果表明,反应性温度系数和裂变率与实验值吻合良好,反应性、温升、表面位移、表面应力与实际情况相符合。因此,本文建立的“核-热-力”耦合计算方法可应用于金属核燃料快中子脉冲堆的分析计算,具有一定的可靠性。 相似文献
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