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长江学者和创新团队发展计划(IRT1280)

作品数:17 被引量:36H指数:4
相关作者:吴宏春郑友琦曹良志李云召田文喜更多>>
相关机构:西安交通大学中国核动力研究设计院中华人民共和国环境保护部更多>>
发文基金:长江学者和创新团队发展计划国家自然科学基金国家高技术研究发展计划更多>>
相关领域:核科学技术电子电信更多>>

文献类型

  • 17篇中文期刊文章

领域

  • 16篇核科学技术
  • 1篇电子电信

主题

  • 3篇水堆
  • 3篇节块法
  • 3篇加速器
  • 3篇加速器驱动
  • 3篇加速器驱动次...
  • 3篇次临界
  • 3篇次临界系统
  • 2篇压水堆
  • 2篇熔盐堆
  • 2篇燃耗
  • 2篇嬗变
  • 2篇变分
  • 2篇程序开发
  • 1篇氮化
  • 1篇氮化物
  • 1篇动力学
  • 1篇动态特性
  • 1篇堆芯
  • 1篇压力容器
  • 1篇压水堆堆芯

机构

  • 17篇西安交通大学
  • 2篇三峡大学
  • 2篇中国核动力研...
  • 2篇中华人民共和...
  • 1篇中国原子能科...

作者

  • 10篇吴宏春
  • 9篇郑友琦
  • 6篇曹良志
  • 4篇李云召
  • 3篇苏光辉
  • 3篇秋穗正
  • 3篇田文喜
  • 3篇何明涛
  • 2篇李勋昭
  • 2篇庄坤
  • 2篇袁显宝
  • 2篇王昆鹏
  • 2篇章静
  • 1篇王成龙
  • 1篇肖云龙
  • 1篇贾清刚
  • 1篇黄凯
  • 1篇安洪振
  • 1篇王永平
  • 1篇刘天才

传媒

  • 8篇原子能科学技...
  • 6篇核动力工程
  • 2篇现代应用物理
  • 1篇中国科学:技...

年份

  • 1篇2016
  • 9篇2015
  • 6篇2014
  • 1篇2013
17 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计分析
2015年
加速器驱动次临界嬗变堆是嬗变处置高放长寿命核素的有效装置之一。为高效嬗变次锕系核素(MA),本文提出一种工业加速器驱动次临界嬗变堆的设计方案,该方案采用铅铋合金作为冷却剂和散裂靶材料,燃料采用金属弥散体形式,堆芯采用三区不同惰性基质份额布料方案,运行功率为800MWt,循环长度为600有效满功率天,MA的嬗变率可达到328.8kg/a。
周生诚吴宏春郑友琦李勋昭何明涛
关键词:加速器驱动次临界系统嬗变
基于谐波展开法的压水堆堆芯功率分布在线监测被引量:3
2015年
采用谐波展开法进行堆芯三维功率分布的在线监测,将堆芯三维功率分布用中子扩散方程的谐波进行展开,并利用堆内探测器读数信息进行展开系数的求解;采用非线性半解析节块法结合Krylov子空间法进行全堆芯谐波的求解,其计算时间约为采用细网差分法结合Krylov子空间法求解的1/100。基于谐波展开法理论开发堆芯三维堆芯功率分布在线监测系统NECP-ONION,采用国内典型压水堆电厂实测数据对该系统进行验证。结果表明,组件平均功率的在线监测系统重构值与电厂测量值之间均方根误差小于2%,基于谐波展开法开发的在线监测系统具有很高的计算精度。
李茁吴宏春曹良志李云召
关键词:在线监测
变分节块法求解中子扩散方程被引量:4
2014年
从中子扩散方程出发建立泛函,通过Galerkin变分和Ritz离散推导得到求解中子扩散方程的变分节块法理论模型,开发了适用于三维矩形几何的反应堆堆芯计算程序VIOLET,计算了不带不连续因子的压水堆堆芯计算基准题和带有不连续因子的沸水堆堆芯计算基准题,结果验证了理论模型和计算程序是正确、可靠的。
王永平吴宏春李云召
关键词:中子扩散方程压水堆沸水堆
聚变裂变混合堆燃耗计算及燃料成本分析
2014年
基于轻水冷却的压力管式混合堆,采用压水堆卸载的乏燃料以及天然铀氧化物陶瓷燃料,建立混合堆包层的换料方案,详细计算了包层中子学性能随燃耗的变化情况,计算结果表明,包层在维持3000 MW热功率输出的同时,可以保证氚自持(氚增殖比TBR>1.20),而每5 a仅需向包层添加80 t左右的重金属燃料。基于建立的平衡循环计算了包层采用不同燃料时的单位发电燃料成本。结果表明,采用乏燃料和天然铀时的单位发电燃料成本分别为1.82×10-3、1.35×10-3$/(k W·h)。
祖铁军吴宏春郑友琦曹良志
关键词:聚变裂变混合堆
铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆堆芯中子学特性分析
2014年
在充分分析国际上各种小型模块化反应堆优缺点基础上,设计出铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆(SMPBN),并对该堆型的中子学特性进行了详细分析。通过分析认为SMPBN具有以下突出优势:以乏燃料钚作为反应堆的驱动燃料,钍作为增殖燃料,可以解决由于铀资源缺乏对核电发展的制约;氮化钚和氮化钍作燃料,可以提高反应堆的安全性和燃料的转换比;液态铅铋作冷却剂和反射层,不仅提高反应堆完全自然循环的能力,而且可以提高中子的经济性;整个寿期内反应性的波动很小并且几个重要反应性系数都为负值,从而保证反应堆具有固有安全性。
袁显宝曹良志
超临界流体的泄压过程研究被引量:2
2015年
超临界水堆(SCWR)的LOCA研究是安全分析的重点和难点,其中压力容器的喷放泄压过程的研究至关重要。本文通过对反应堆压力容器进行简化,建立了简单容器喷放的数学物理模型,开发了超临界流体的喷放瞬态计算程序。将该程序的计算结果与超临界二氧化碳的泄压喷放过程的实验数据进行了比较,计算值与实验结果吻合良好,验证了模型的正确性。运用该验证后的程序对超临界水的容器喷放过程进行了深入研究和分析,分析了不同初始条件、破口面积及加热功率等对泄压过程瞬态特性的影响。结果表明,本文建立的简单容器模型能模拟从超临界到亚临界压力的喷放泄压过程。计算结果可为超临界水堆的LOCA分析提供理论基础。
章静田文喜朱大欢秋穗正苏光辉
关键词:超临界水堆压力容器LOCA
基于组件模块化特征线方法的中子输运计算研究被引量:4
2015年
栅元模块化特征线方法(MOC)在处理压水堆组件水隙等问题上存在几何处理上的困难。为了克服这些问题,采用Fortran语言开发了基于组件模块化特征线方法(AMRT)的中子输运计算程序NECP-Medlar,并采用两重粗网有限差分方法进行加速。2D C5G7基准题和典型压水堆组件问题的数值计算结果表明,该程序具有良好的计算精度和较高的计算效率,并且能够通过直接计算组件之间的水隙,较精确地描述组件中子通量密度的分布。
田超郑友琦李云召李硕柴晓明
管道贯穿裂纹泄漏率预测被引量:4
2015年
充分考虑入口为过冷水、两相和过热蒸汽等情况下的临界和非临界流动,对摩擦压降、拐角压降以及临界流模型Henry-Fauske中的相变起始点进行了修正,开发出破前泄漏(LBB)的管道贯穿裂纹泄漏率计算程序。与目前通用的裂纹泄漏率程序(PICEP和SQUIRT)分别就常规直管道、人工裂纹以及自然形成裂纹的泄漏率实验数据进行了对比。计算分析表明,该程序计算结果与实验结果吻合较好且精度高于PICEP和SQUIRT。此外,通过计算分析研究,获得了背压和滞止焓以及裂纹形貌(包括局部粗糙度、全局粗糙度及裂纹开口位移、裂纹拐角数目等)对泄漏率的影响规律。
章静乔红威李朋洲巫英伟田文喜秋穗正苏光辉
关键词:泄漏率
Am装载对加速器驱动次临界系统瞬态过程的影响分析
2015年
加速器驱动次临界系统(ADS)由于外中子源驱动的特点带来大安全裕量,其被广泛设计用于嬗变次锕系(MA)核素。堆芯装载MA核素会减弱燃料的负多普勒效应、增加冷却剂的正温度系数并减小有效缓发中子份额,从而影响系统对扰动的瞬态响应,其中Am同位素的影响尤为重要。本文基于装载金属燃料的ADS嬗变方案,分析了不同Am装载份额条件下系统对于束流过功率和无保护瞬态过功率事故的瞬态过程,发现在深次临界状态下Am装载量对ADS的瞬态过程影响较小,说明ADS具有良好的安全特性,适宜高MA份额燃料的装载。
何明涛吴宏春郑友琦周生诚
关键词:加速器驱动次临界系统AM瞬态分析
增殖比可调快堆的转换方案初步研究被引量:1
2015年
增殖比可调快堆(FFBR)是可实现增殖比灵活调节的钠冷金属燃料快堆。它在不改变堆芯结构的前提下,使用相同的燃料设计和相同的控制棒排布,使得增殖比在1.1-1.4之间可调。相比于传统的快堆,FFBR使快堆能灵活地匹配核工业的发展需求。为应对核能发展形势对增殖快堆的需求变化,增殖比可调快堆需有相应的调节方案。本文选取增殖比为1.1和1.4的两个方案进行转换方案的设计。结果表明,通过换料方案的设计能实现增殖比的相互转换,且过程中的关键物理参数满足设计要求。
肖云龙吴宏春郑友琦袁显宝王昆鹏
关键词:快堆换料方案
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