临界反应堆阶跃正反应性输入时中子密度响应的近似修正解

通过修正单组缓发中子先驱核衰变常量λ值，使点堆中子动力学方程单组缓发中子模型在正反应性阶跃输入时的数值计算结果趋近于六组缓发中子模型数值计算结果。在此基础上，用修正后的单组模型解析方法进行计算。结果表明：采用修正后的单组解析方法计算阶跃正反应性输入的中子密度响应，计算结果与六组的接近，满足工程计算精度要求，同时计算简便，避免了刚性问题，可以实现快速计算。     

反应性阶跃变化从深次临界到瞬发超临界中子增殖统一公式

根据点堆公式导出了反应性阶跃变化时反应堆内中子增殖的统一公式,可用于反应堆深次临界、次临界、缓发超临界和瞬发超临界状态中子增殖计算.实例计算表明新推导的公式具有较高的计算精度,可用于定量分析与计算.     

用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数

在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。     

大阶跃反应性下考虑燃料温度反馈时的中子倍增公式

用有燃料温度反馈的中子倍增公式对输入大阶跃反应性的反应堆超瞬发临界变化过程进行研究。通过与经典中子动力学数值解法进行对比,计算结果基本一致;求得不同初始功率下反应性和功率的变化规律,并进行分析讨论,得出中子数与反应性在反应性大于缓发中子总份额时呈二次函数关系,其结论可作为弹棒事故等大阶跃反应性引入的反应堆安全分析的理论依据。     

点堆中子动力学方程的蒙特卡罗方法

基于广义半马尔科夫过程(GSMP)模拟方法实现点堆中子动力学方程的蒙特卡罗求解。该方法模拟裂变系统内中子数和缓发中子先驱核数目的瞬态演化过程,并计算出任意时刻裂变功率和缓发中子源强等物理量。利用本文提出的方法研究快中子增殖堆(简称"快堆")和热堆参数下的点堆动力学方程,对反应性的阶跃输入、斜坡输入和振荡输入的点堆中子场瞬态过程进行模拟,并与传统数值算法的计算结果进行比较。该方法不存在数值计算的刚性问题,能方便地对复杂反应性输入过程进行计算,并能充分考虑瞬态过程中反应性变化对中子代时间的影响。     

基于Simulink输入阶跃反应性时有温度和毒物反馈的反应堆动态响应仿真

计算机仿真对核反应堆运行和核电人员的培训具有十分重要的意义.基于Simulink仿真软件,本工作对点堆中子动力学方程输入阶跃反应性考虑6组缓发中子时具有温度和毒物反馈的特性进行研究,计算了某型反应堆在两种典型工况下引入正、负阶跃反应性时各主要运行参数的变化规律,并将最终的结果与三维模型计算数据进行了对比.结果表明:利用Simulink进行点堆仿真研究能够高效、便捷地满足系统要求,且仿真结果与三维模型计算的数据符合得较好.     

反应性阶跃方法测量次临界反应性

反应性阶跃法和落棒法相似,均通过快速改变控制棒的位置快速改变反应堆反应性,但在实验条件上存在较大差异。本文以6群缓发中子点堆方程为基础,反应性阶跃假定为条件,得到了反应性阶跃法所适用的反应性方程,并采用CFBR-Ⅱ堆实验数据验证了该方法。     

用高阶泰勒多项式积分方法求解点堆中子动力学方程

在求解点堆中子动力学方程组中,对中子密度使用分段全隐式高阶泰勒多项式近似技术,给出一求解点堆中子动力学方程组的数值积分方法,并对该方法进行了修正优化.实例计算并与传统的三阶Hermite插值多项式法的比较表明:该方法能显著消除刚性方程组带来的数值计算不利因素,对给定的反应性输入能够取得较高精确度的数值结果,计算过程简洁,且计算速度快,通过对高阶泰勒多项式的修正,计算精度有了进一步提高,可适宜于反应堆中子动力学控制的设计分析和仿真计算.     

液态熔盐堆运行安全特性初步研究

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。     

熔盐堆中燃料流动对缓发中子的影响分析

熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发生衰变,这不同于固体燃料反应堆。文中针对了一座实际运行过的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE),基于中子动力学模型,采用圆柱体均匀堆的近似处理方法推导了液体燃料反应堆的缓发中子先驱核浓度数学模型,研究了恒定流速下的反应性损失及不同燃料熔盐流速对缓发中子分布的影响。结果表明缓发中子在越靠近堆芯中心区域的位置就越多,同时熔盐流速的变化对衰变周期越短的缓发中子先驱核组数的影响比较小。通过本研究,可以了解熔盐堆中缓发中子随着燃料流动的变化情况,为熔盐堆安全分析提供参考依据。