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赵金坤 《中国原子能科学研究院年报》2005,(1)
ERANOS系统(欧洲反应堆分析优化系统)是欧洲和日本联合开发的快中子反应堆堆芯物理屏蔽计算软件系统,采用模块化设计,包含核截面库制作、中子学计算和燃耗计算等模块。该系统可进行反应堆中子学一维至三维的扩散、输运计算,可进行堆芯中子动态特性、燃料管理以及灵敏度分析等计算。本工作主要是进一步学习使用ERANOS程序系统,并针对CEFR堆芯物理特性进行了对比计算。主要计算内容包括:针对CEFR不同组件进行栅元计算,得到各种材料的少群截面数据;堆芯稳态物理特性参数和燃耗计算。对于CEFR堆芯物理参数,通过对比计算表明采用不同程… 相似文献
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SOMPAS是上海核工程研究设计院有限公司(SNERDI)开发的堆芯在线监测系统,其中子学计算核心为SNERDI最新开发的堆芯核设计系统SCAP。SCAP在SOMPAS中应用前必须进行全面的测试,特别是与电厂实测值比较,以验证确认其精度、可靠性和适用性等。测试验证对象为我国自主开发的300 MWe级核电站,涵盖秦山一期和恰希玛1、2号机组总共32个循环的电厂实测数据。数值计算结果表明,SCAP具有很高的计算精度和可靠性,满足作为中子学计算核心在SOMPAS中应用的要求。 相似文献
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快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。 相似文献
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本文提出了中国快中子示范快堆电站(电功率为820MW)堆芯的物理方案。该方案采用钠作为冷却剂的快中子反应堆满足第4代核能系统的要求,具有更好的安全性和更高的经济性。具有以下特点。 相似文献
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范振东 《中国原子能科学研究院年报》2005,(1):14-15
外推临界程序是CEFR物理启动软件中1个重要的子程序之一。在物理启动软件编制完成后,将分别对其中的各个子程序进行实验验证。本工作仅就外推临界程序的离线验证过程进行简单的介绍。 相似文献
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应用少群中子扩散方程有限元差分计算方法,对具有围板结构的压水堆堆进行了细网的扩散计算。研究了围板厚度,材料对堆芯功率分布和有效增殖因子keff的影响。 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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快堆材料组 《中国原子能科学研究院年报》2002,(1):3-4
该试验的主要任务是:对CEFR一级事故排钠罐(304 S.S.)及储钠罐(OCr18Ni9 S.S.)的焊接区和热影响区进行在CEFR工况条件下的摸拟试验,观察并分析材料与高温钠的相容性特征,尤其是晶间腐蚀,为CEFR的安全运行及安全分析提供试验根据。 相似文献
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十字型燃料元件的制造是反应堆工程领域的一项成就。中能中子高通量反应堆CM使用了这种燃料元件,建设中的研究堆пиK也将使用这种燃料元件。十字型燃料元件可以在非常宽的热流密度范围内工作,热流密度可以达到15.4MW/m^2。可以将这种燃料元件制成各种尺寸,对于不同的反应堆采用各种排列。这种燃料元件是稍微带有扭转度的十字型燃料元件,彼此直接联接。装载这种燃料元件的反应堆堆芯热物理计算出现了一个本质上的矛盾。如果考虑了反应堆参数测量的误差和运行过程中额定功率的偏差,那么在计算放热系数的时候,如果采用传统的用于计算燃料元件表面光滑热通道的公式,这种高热流密度的情况将进入强烈沸腾的范围,而且临界储备小。但是,CM反应堆的大量运行经验证明,受应力条件下十字型燃料元件的工作是可靠的。 相似文献
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介绍了高通量工程试验堆 (HFETR)堆芯三维稳态物理热工计算程序系统的验证结果。该程序系统由 6个部分组成 :基于WIMS D4的栅元均匀化少群参数计算程序、基于SIXTUS 3的三维堆芯燃料管理程序S3BURN、节块精细注量率重组程序HFETRPPC、堆芯流量分配计算程序HFETRFD、燃料元件流场和温场三维数值计算程序CASH以及基于COBRA 1V的燃料考验组件热工水力分析程序。通过程序计算值与实测值广泛范围的比较 ,对程序系统进行了验证。从结果可以看出 ,该程序系统功能强、性能好、计算速度快 ,可以完成HFETR及配套设施的堆芯运行方案设计计算。 相似文献
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1 前言。低慢化能谱堆在迄今轻水堆技术的基础上,与现有轻水堆相比,提高了中子能量,增大了铀238向钚239的转换比,通过对铀资源的有效利用及高燃耗、长循环运行,减少了放射性废物的发生量,利用钚的多次循环,使钚得到了有效利用,属于一种革新水冷堆。 相似文献
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铅铋冷却氮化物燃料小型模块化快中子反应堆堆芯物理特性分析 总被引:3,自引:0,他引:3
国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)认为小型模块化反应堆具有很好提高核能安全性、经济性和防止核扩散的能力,是未来核能最具发展前景的堆型之一。为适应未来核能发展的需求,提出了一种铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(Small Modular Pb-Bi Cooled Reactor with Nitride Nuclear Fuel,SMPBN)设计方案,并利用PIJ组件计算程序和CITATION堆芯计算程序对SMPBN的物理特性和安全特性,包括反应性系数及其随燃耗变化、卸料燃耗、功率峰因子、燃料转换比和停堆余量等进行了深入分析。通过分析,认为SMPBN在20年寿期内,具有很好的燃料转换能力,不需要换料,反应性波动很小,反应性系数均为负值,具有固有安全性,符合国际上第四代反应堆的要求。 相似文献
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为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法(NEM)和格林函数节块法(NGFM),热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。 相似文献
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当今核反应堆迅速发展,堆的几何结构曰趋复杂。同一反应堆内的燃料类型日益增多,堆芯结构复杂紧凑,各种结构材料的中子特性差异较大,这使得目前的一部分经典反应堆物理计算程序(如DOT等)在分析反应堆中子物理特性时遇到困难。这些程序常采用有限差分方法剖分网格。 相似文献
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