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瞬发中子基波衰减常数α可定量描述反应堆内中子随时间的变化,是计算绝对反应性所需的中子动力学参数之一,对次临界(特别是较深次临界)绝对反应性的精确测量具有重要意义。本文在开源程序OpenMC基础上,基于k α迭代方法,以中子径迹长度上的平均时间吸收权重修正作为k α迭代参数因子,在输运过程中对瞬发、缓发中子分别考虑,开发了具有瞬发α本征值问题计算功能的OpenMC PA模块。以Godiva衍生基准题和MUSE 4次临界实验装置为计算对象,对程序计算瞬发α本征值问题能力进行验证。结果表明,该计算模块有优于MCNP4C的计算速度与计算范围,计算值与参考值的相对误差小于05%。OpenMC PA能满足次临界系统瞬发α本征值和中子动力学参数计算需求。 相似文献
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深次临界装置α本征值计算方法比较研究 总被引:1,自引:0,他引:1
编制了用3种方法独立计算α本征值的计算程序,并分析了深次临界情况下α本征值计算遇到困难的原因。计算结果表明:改进的直接法计算范围宽、精度高,是解决深次临界情况下α本征值计算困难的有效途径。 相似文献
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从α本征值(中子时间常数)的概念出发,使用与时间有关的扩散理论和本征函数展开方法,研究不同半径下的 Li2O、氢系统及铀、含氢铀次临界系统能谱及α本征值随时间变化的规律.计算中使用了30 群群截面数据,微观数据来自 ENDF/B-Ⅵ. 相似文献
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ADS加速器束流瞬变分析程序开发 总被引:1,自引:1,他引:0
加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响.本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理数学模型,设计开发出具有较强针对性的用于ADS系统束流瞬变事故仿真软件--SIMULINK-ADS.并选取了典型的束流瞬变工况进行分析,通过与OECD/NEA和FZK Karlsruhe研究成果进行比较,验证了SIMULINK-ADS程序能够有效地计算和分析ADS束流瞬变次临界反应堆堆芯物理及热工响应. 相似文献
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本文主要利用252Cf外中子源驱动的ADS启明星Ⅱ号次临界装置来验证理论计算的次临界度及不同次临界度下的断束动态特性。简要介绍了利用跳源法在ADS启明星Ⅱ号上测量次临界度的原理、实验装置、测量系统、堆芯布置及实验结果等。实验通过变化堆芯燃料棒的装载来模拟3个次临界状态,即keff分别为0.99、0.98和0.97。实验结果与理论计算结果符合较好,验证了理论计算的正确性。经过实验验证的理论计算程序和核数据,为将来的中国科学院战略性先导科技专项--未来先进核裂变能ADS嬗变系统的次临界反应堆设计提供参考价值。 相似文献
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利用反应堆系统分析程序RELAP5?mod4.0模拟了加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)次临界反应堆燃料棒在发生失束事件时的响应特性;利用有限元软件ANSYS?17.0计算了CiADS次临界反应堆燃料包壳在失束事件下的疲劳寿命;预测了中国未来百兆瓦级加速器驱动次临界系统(ADS)中燃料包壳的疲劳寿命。研究表明:失束时CiADS次临界反应堆功率瞬间下降到满功率的2.156%;失束事件下CiADS次临界反应堆的燃料包壳的疲劳寿命在108次以上;失束事件不会对中国未来百兆瓦级ADS中的燃料包壳造成疲劳损伤。 相似文献
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液态燃料反应堆与固态燃料反应堆相比,原理上有较大不同。液态熔盐堆中由于燃料流动带走缓发中子先驱核在堆外衰变导致堆芯反应性降低,且裂变产物在堆外回路中衰变也会引起一回路发热。本文使用熔盐堆中子动力学程序Cinsf1D探讨2 MW熔盐堆的临界动力学特性和安全特性,研究零功率临界下不同熔盐流速启泵和停泵导致的缓发中子先驱核流失所需改变的控制棒棒位。同时还计算了2 MW恒定功率情况下稳态运行及降低流速时一回路温度分布,并模拟了2 MW额定功率下停泵事件。停泵后由于缓发中子损失减少反应堆功率先缓慢增加,然后迅速降低到接近余热水平。停泵后堆芯温度缓慢增加后稳定在安全值以内,说明熔盐堆具有本征安全性。 相似文献
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