300#研究堆碳化硼辐照肿胀研究
发布时间：2021-06-16 18:06
作为300#研究堆的控制棒芯体材料,碳化硼中的硼原子受中子辐照后发生俘获反应产生氦,碳化硼所受的中子注量和辐照温度影响氦的产生量和扩散行为,从而影响到碳化硼材料的辐照肿胀,但由于中子注量和辐照温度均无法通过对控制棒直接进行实验测量得到,为了研究碳化硼材料的辐照肿胀,本论文有针对性的开展了反应堆中子学计算分析、热工流体力学分析以及实验研究,计算得到了碳化硼材料所受的中子注量水平；在获取了碳化硼材料辐照体积释热率,应用计算流体力学软件FLUENT得到碳化硼材料在3MW辐照条件下的最高辐照温度；结合中子学计算结果,选取了5个不同中子注量水平的样品进行了实验研究,得到了碳化硼的辐照肿胀数据。最后,探讨了碳化硼辐照肿胀的机理。在碳化硼材料的中子学计算中,由于反应堆运行过程中安全棒顶端远离堆芯活性区,安全棒的中子注量率计算属于小体积远距离的中子输运问题。此类问题属于MCNP应用中的经典问题,为了得到控制棒的中子注量,本文采用了减方差方法,通过多次试算及验证,对比本问题中各减方差方法的适用情况,将原有的几何模型重新进行分层建模,并对不同的栅元分配适当的重要性,使中子引向目标栅元,最后得到了满足误差要...
【文章来源】：中国工程物理研究院北京市
【文章页数】：64 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
00M研究堆首次临界堆芯布置图
技巧的比较和应用，并取得了较好的效果ｆｗｉ。??下面将针对该安全棒顶部的计数问题开展几种减方差方法的对比研究。针对??３００拥ｆｆ究堆的控制棒中子注量研究，减方差应用主要围绕着远离堆芯活性区的安??全棒来开展，安全棒中碳化测苍体的尺寸为軌７．５ｍｍｘ６００ｎｉｍ，图示中ＡＢ代表??安全棒，安全棒高度位置如图２－５所示。??
２．３中子注量计算??碳化棚材料是本问题的研究对象，因此主要考虑安全棒和手动棒。其中由于??安全棒在反应堆启动时提至堆顶，可认为其所受注量相对于堆芯中的椿而言是??极低的水平。因此，可Ｗ将安全棒与手动棒进行对比，Ｗ得出相对趋势。??另外，控制棒的高度变化频繁，严格跟踪控制棒的高度变化是不现实的，需??要作相应简化。由于安全棒在反应堆开启时位置固定，而手动棒在反应堆运行过??程中受燃耗、湿度、实验样品等因素的影响，位置不断变化，因此需根据实际运??行时的棒位变化范围进行合理选取。??２．３．１手动棒的中子注量计算??对归并的各典型堆芯进行中子注量率计算，根据３００＃研究堆的释能统计结??果，获得各手动棒有效Ｂ４Ｃ区域的中子注量，计算结果如图２－１０所示。??
【参考文献】：
期刊论文
[1]300#研究堆安全棒中子注量率计算中的减方差方法对比及应用[J]. 唐凤平,刘耀光,杨万奎,杨鑫. 原子能科学技术. 2014(S1)
[2]300#研究堆首炉中央孔道中子通量密度计算[J]. 杨万奎,曾和荣,冷军,刘耀光. 强激光与粒子束. 2012(12)
[3]裂变核反应堆中的陶瓷材料应用概述[J]. 施涵,谭寿洪. 宁波工程学院学报. 2011(03)
[4]内照射小器官剂量计算中减方差技巧的比较和应用[J]. 张崭,李君利,武祯,范佳锦,曾志. 清华大学学报(自然科学版). 2007(S1)
[5]碳化硼屏蔽吸收芯块的研制及其在快堆中的性能考核[J]. 王零森. 中国有色金属学报. 2006(09)
[6]SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算[J]. 窦海峰,代君龙. 核动力工程. 2006(01)
[7]堆内辐照过程中辐照靶件的核发热和传热研究[J]. 沈峰. 原子能科学技术. 2003(04)
[8]热压碳化硼的热导率和膨胀系数[J]. 王零森. 中南工业大学学报(自然科学版). 2003(02)
[9]热压多孔碳化硼的力学性能及其影响因素[J]. 王零森. 中南工业大学学报(自然科学版). 2002(06)
[10]碳化硼（B4C）热导率和膨胀系数及其影响因素分析[J]. 王零森,方寅初,尹邦跃. 粉末冶金材料科学与工程. 2002(01)
博士论文
[1]碳化硼陶瓷及其摩擦学研究[D]. 吴芳.中南大学 2001
硕士论文
[1]基于CFD的船舶阻力计算与预报研究[D]. 余建伟.上海交通大学 2009
本文编号：3233540
【文章来源】：中国工程物理研究院北京市
【文章页数】：64 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
00M研究堆首次临界堆芯布置图
技巧的比较和应用，并取得了较好的效果ｆｗｉ。??下面将针对该安全棒顶部的计数问题开展几种减方差方法的对比研究。针对??３００拥ｆｆ究堆的控制棒中子注量研究，减方差应用主要围绕着远离堆芯活性区的安??全棒来开展，安全棒中碳化测苍体的尺寸为軌７．５ｍｍｘ６００ｎｉｍ，图示中ＡＢ代表??安全棒，安全棒高度位置如图２－５所示。??
２．３中子注量计算??碳化棚材料是本问题的研究对象，因此主要考虑安全棒和手动棒。其中由于??安全棒在反应堆启动时提至堆顶，可认为其所受注量相对于堆芯中的椿而言是??极低的水平。因此，可Ｗ将安全棒与手动棒进行对比，Ｗ得出相对趋势。??另外，控制棒的高度变化频繁，严格跟踪控制棒的高度变化是不现实的，需??要作相应简化。由于安全棒在反应堆开启时位置固定，而手动棒在反应堆运行过??程中受燃耗、湿度、实验样品等因素的影响，位置不断变化，因此需根据实际运??行时的棒位变化范围进行合理选取。??２．３．１手动棒的中子注量计算??对归并的各典型堆芯进行中子注量率计算，根据３００＃研究堆的释能统计结??果，获得各手动棒有效Ｂ４Ｃ区域的中子注量，计算结果如图２－１０所示。??
【参考文献】：
期刊论文
[1]300#研究堆安全棒中子注量率计算中的减方差方法对比及应用[J]. 唐凤平,刘耀光,杨万奎,杨鑫. 原子能科学技术. 2014(S1)
[2]300#研究堆首炉中央孔道中子通量密度计算[J]. 杨万奎,曾和荣,冷军,刘耀光. 强激光与粒子束. 2012(12)
[3]裂变核反应堆中的陶瓷材料应用概述[J]. 施涵,谭寿洪. 宁波工程学院学报. 2011(03)
[4]内照射小器官剂量计算中减方差技巧的比较和应用[J]. 张崭,李君利,武祯,范佳锦,曾志. 清华大学学报(自然科学版). 2007(S1)
[5]碳化硼屏蔽吸收芯块的研制及其在快堆中的性能考核[J]. 王零森. 中国有色金属学报. 2006(09)
[6]SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算[J]. 窦海峰,代君龙. 核动力工程. 2006(01)
[7]堆内辐照过程中辐照靶件的核发热和传热研究[J]. 沈峰. 原子能科学技术. 2003(04)
[8]热压碳化硼的热导率和膨胀系数[J]. 王零森. 中南工业大学学报(自然科学版). 2003(02)
[9]热压多孔碳化硼的力学性能及其影响因素[J]. 王零森. 中南工业大学学报(自然科学版). 2002(06)
[10]碳化硼（B4C）热导率和膨胀系数及其影响因素分析[J]. 王零森,方寅初,尹邦跃. 粉末冶金材料科学与工程. 2002(01)
博士论文
[1]碳化硼陶瓷及其摩擦学研究[D]. 吴芳.中南大学 2001
硕士论文
[1]基于CFD的船舶阻力计算与预报研究[D]. 余建伟.上海交通大学 2009
本文编号：3233540
本文链接：https://www.wllwen.com/projectlw/hkxlw/3233540.html
