裂变材料溶液三维临界事故瞬态分析方法研究及程序开发

发布时间：2022-01-19 00:15

　　核临界安全问题存在于整个核燃料循环过程中。纵观国际上发生的临界事故,意识到在燃料前后端处理过程中的多个重要设备中,均涉及到裂变材料溶液的临界安全问题。本工作首先对瞬态分析理论方法进行研究,并实现了裂变材料溶液临界事故瞬态分析程序的开发。裂变材料溶液的临界事故瞬态分析为中子动力学与热工水力耦合问题。其中中子动力学问题采用因子分解法进行求解,其中幅函数采用龙格-库塔方法,形状函数的求解采用格林函数节块法；热工水力学问题采用了压力修正的simple方法进行计算。程序中的中子学模型部分可以考虑三维笛卡尔坐标下及圆柱坐标系下的中子学行为,热工水力学可对二维笛卡尔及R-Z柱坐标下的单相流问题进行分析。论文最后利用裂变材料溶液瞬态分析程序对日本临界安全实验设施TRACY进行了数值模拟,分析了硝酸铀溶液系统中反应性、功率随时间的变化,并对计算结果中温度值与TRACY实验结果进行了对比,对比结果吻合良好,程序可以用于对裂变溶液临界安全瞬态分析的初步研究。论文最后指出,对于裂变溶液临界安全问题的瞬态变化问题需从多个角度进行考虑。并列举了基于裂变溶液所涉及理论、数值计算方法、设备及加工工艺几方面的考虑,可以... 

【文章来源】：华北电力大学河北省 211工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：54 页

【学位级别】：硕士

【文章目录】：
摘要
Abstract
第1章 引言
    1.1 课题背景和本研究的意义
    1.2 国内外研究现状
    1.3 本文的主要研究工作
    1.4 本章小结
第2章 理论模型及计算方法
    2.1 引言
    2.2 中子学模型
        2.2.1 三维时空中子动力学研究方法概述
        2.2.2 点堆中子动力学理论及其数值求解方法
        2.2.3 形状函数理论及计算方法
        2.2.4 形状函数的数值求解
    2.3 热工水力学模型
        2.3.1 热工水力学模型概述
        2.3.2 热工水力学数值计算方法
    2.4 初始条件及边界条件设定
        2.4.1 反应性引入模型
        2.4.2 形状函数计算的初边值问题
        2.4.3 热工水力学计算边界问题
    2.5 物理&热工耦合方法
        2.5.1 反应性耦合
        2.5.2 反应性反馈参数的计算
        2.5.3 反馈截面参数的计算
        2.5.4 耦合时间步长控制
    2.6 本章小结
第3章 裂变溶液瞬态安全分析的程序实现
    3.1 TANCA-S程序概述
    3.2 程序结构、运行流程及主要模块介绍
    3.3 耦合数据库
        3.3.1 核截面库
    3.4 程序运行环境及使用限制
    3.5 本章小结
第4章 程序的验证计算
    4.1 幅函数计算方法验证
    4.2 TRACY实验介绍
    4.3 计算模型的建立
    4.4 计算结果分析
    4.5 本章小结
第5章 总结与展望
参考文献
攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果
致谢
作者简介


【参考文献】：
期刊论文
[1]核电的优势及我国发展核电的政策[J]. 高子倩,李先柏.  法制与经济(中旬刊). 2010(03)
[2]新能源中的核电发展[J]. 郑明光,叶成,韩旭.  核技术. 2010(02)
[3]点堆中子动力学方程的指数基函数法求解[J]. 黎浩峰,陈文振,朱倩,罗磊.  核动力工程. 2009(04)
[4]日本JCO公司核临界事故的分析与评价[J]. 刘华,刘新华,李冰.  辐射防护. 2001(06)



本文编号：3595862