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模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。 相似文献
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为满足未来空间探测活动的大功率用电及轻质量载荷需求,以美国、俄罗斯空间气冷反应堆方案为基础,提出一个亚MW级空间气冷堆堆芯初步设计方案,并使用蒙特卡罗程序对该方案进行堆芯物理计算与分析,给出几种典型工况下的堆芯反应性以及中子分布特征。计算结果表明,该设计方案可满足反应堆的安全性要求,能实现紧急停堆,并可保证在堆芯被水淹没等设计基准事故条件下维持反应堆次临界,确保反应堆安全。此外,通过在堆芯局部燃料棒中添加热中子吸收材料,对堆芯径向功率分布进行优化,以展平径向功率分布。 相似文献
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针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。 相似文献
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应用MCNP-4C程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的物理计算模型,并对其临界物理特性、中子注量率分布、功率分布和反应性控制进行详细计算.结果表明:MFR的基本物理特性满足堆芯物理设计要求和设计目标,堆芯功率密度和中子注量率分布均匀合理;控制系统能实现安全有效的反应性平衡,满足反应堆长期运行的需要. 相似文献
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针对新型空间热管反应堆,采用商用CFD软件FLUENT对其堆芯进行了稳态热工安全分析。根据MCNP物理计算的堆芯功率分布,选取功率份额最高的相邻3个燃料元件作为分析对象,对控制转鼓7种不同转动角度下的正常工况以及单根热管失效的事故工况进行计算分析,得到最热通道各层材料的温度分布。采用二维热管分析程序计算得到蒸汽区的温度分布,并作为三维计算模型的温度边界。堆芯功率分布采用用户自定义程序UDF进行添加。计算结果表明,在额定功率4.0 MW水平下,在正常工况以及单根热管失效事故工况下,热管具有足够的传热能力将堆芯裂变热导出,同时,堆芯最热通道各层材料温度均低于安全限值,且具有较大的安全裕度,满足设计要求。 相似文献
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为研究热管冷却空间堆系统从冷态零功率到满功率的启动特性,以典型热管冷却空间反应堆电源系统SAIRS为对象,开发了热管冷却空间反应堆系统瞬态程序TAPIRS。该程序的模型主要包括中子动力学模型、堆芯传热模型、热管模型、碱金属热电转换装置(AMTEC)能量转换模型和散热板模型。将TAPIRS程序各模块和系统稳态计算结果与参考文献计算值比较分析,验证了本文模型和求解方法的合理性。启动特性研究表明,通过控制控制鼓的转动速率,可实现反应堆从次临界到满功率、热管和AMTEC从固态到正常运行状态的启动过程。热管冷却空间堆依靠核热启动具有可行性,热管最高温度不超过1 250 K,满功率参数与相关文献的最大相对误差不超过6%。 相似文献