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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

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核技术 2017年第10期40卷 65-69页

作者：袁显宝曹良志吴宏春三峡大学理学院机械与动力学院宜昌443002 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

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... 详细信息

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。

关键词：铅铋冷却氮化物燃料小型模块化反应堆铅铋冷却氮化物燃料物理特性

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加速器驱动的次临界系统初步概念设计

原子能科学技术 2013年第B6期47卷 224-228页

作者：李勋昭吴宏春曹良志郑友琦西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

基于初始Pu装载对加速器驱动的次临界系统(ADS)嬗变次锕系核素(MA)的影响,提出了6种采用(TRU-10Zr)-Zr*弥散体燃料的ADS概念设计方案。运用MCNP与ORIGEN2程序对ADS嬗变MA堆芯进行稳态与燃耗计算,比较分析MA的嬗变效果、有效增殖因数kef... 详细信息

基于初始Pu装载对加速器驱动的次临界系统(ADS)嬗变次锕系核素(MA)的影响,提出了6种采用(TRU-10Zr)-Zr*弥散体燃料的ADS概念设计方案。运用MCNP与ORIGEN2程序对ADS嬗变MA堆芯进行稳态与燃耗计算,比较分析MA的嬗变效果、有效增殖因数keff、质子束流流强Ip与初始Pu含量的关系。计算结果表明:随着初始Pu含量的增加,MA的嬗变率减小,初始Ip增大;初始Pu含量小于33%,keff随时间的变化是先增大后减小,大于33%后一直减小,且随着初始Pu含量的增加,keff减小得更加明显。故初始钚含量为33%的方案为最佳,其keff的相对变化不超过1%,Ip小于20mA,MA嬗变率高达28.06%,嬗变支持比为29.23,满足初步设计要求。

关键词：嬗变燃耗计算次锕系核素加速器驱动的次临界系统

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熔盐堆稳态物理-热工耦合计算研究

原子能科学技术 2016年第10期50卷 1823-1827页

作者：胡田亮吴宏春曹良志郑友琦庄坤西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

采用基于任意三角形网格解析基函数展开法的三维扩散堆芯物理计算和采用并联多通道模型的堆芯热工水力计算,开发了石墨慢化的通道式熔盐堆的物理-热工耦合计算程序。针对美国熔盐堆实验(MSRE),用橡树岭国家实验室技术报告中的结果验证... 详细信息

采用基于任意三角形网格解析基函数展开法的三维扩散堆芯物理计算和采用并联多通道模型的堆芯热工水力计算,开发了石墨慢化的通道式熔盐堆的物理-热工耦合计算程序。针对美国熔盐堆实验(MSRE),用橡树岭国家实验室技术报告中的结果验证了程序的正确性,并计算分析了在稳态情况下MSRE堆芯中的三维功率分布、流量分配以及熔盐和石墨的温度分布。

关键词：熔盐堆物理-热工耦合稳态分析

中子输运计算的角度多重网格加速和L-W外推加速技术

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核动力工程 2010年第3期31卷 5-8,18页

作者：张宏博吴宏春曹良志孙幸光西安交通大学核科学与技术学院西安710049

把角度多重网格(ANMG)加速方法及Lyusternik-Wagner(L-W)外推加速技术应用于三维多群离散纵标三角形节块稳态中子输运数值计算程序(DNTR)。一系列输运问题的数值结果表明:ANMG加速方法具有较好的加速效果,且对强各向异性散射和强散射比... 详细信息

把角度多重网格(ANMG)加速方法及Lyusternik-Wagner(L-W)外推加速技术应用于三维多群离散纵标三角形节块稳态中子输运数值计算程序(DNTR)。一系列输运问题的数值结果表明:ANMG加速方法具有较好的加速效果,且对强各向异性散射和强散射比问题有很强的适应性。在ANMG加速方法的基础上增加L-W外推加速技术后,可以使整体加速效果更加显著。

关键词：中子输运角度多重网格加速 L-W外推加速

燃料组件弯曲的高保真全堆芯中子学计算方法及应用

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核动力工程 2023年第4期44卷 9-16页

作者：李帆刘宙宇王习宁曹良志吴宏春西安交通大学核科学与技术系西安710049

为了研究燃料组件弯曲变形对堆芯功率分布的影响,提出了一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法,即根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则,通过保持弯曲前后的水隙宽度不变,改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度... 详细信息

为了研究燃料组件弯曲变形对堆芯功率分布的影响,提出了一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法,即根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则,通过保持弯曲前后的水隙宽度不变,改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度,近似等效燃料组件弯曲后四周水隙的变化。通过蒙特卡罗程序NECP-MCX和确定论数值反应堆程序NECP-X对其正确性进行验证,并基于NECP-X程序对欧洲先进压水堆(EPR)全堆芯的燃料组件弯曲工况进行了模拟分析,计算结果表明:由于局部慢化效应变化,燃料组件小幅弯曲对堆芯功率分布影响相对较大,全堆芯问题中最大的偏移量在2 mm左右时可使组件功率的相对变化达到5%左右。

关键词：组件弯曲功率分布蒙特卡罗程序确定论程序欧洲先进压水堆(EPR)

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采用环形燃料的超临界水冷堆核热耦合分析

原子能科学技术 2013年第B12期47卷 568-572页

作者：赵传奇曹良志吴宏春郑友琦西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的... 详细信息

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的燃料温度及包壳温度。另外,流过燃料中心的水作为慢化剂,可对每个燃料栅元提供足够且均匀的慢化,这对于展平组件局部功率峰是十分有利的。使用DRAGON进行组件优化及不同工况下的截面计算,计算得到的截面形成插值表供堆芯程序使用。堆芯程序采用CITATION及开发的燃耗模块CTBurn进行计算。开发了基于单通道模型的热工程序计算水密度分布,并反馈给中子学计算。计算结果表明,环形燃料用于SCWR可获得较好的中子学性能。

关键词：环形燃料超临界水冷堆核热耦合

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基于中子均方位移守恒的平均散射角余弦计算

哈尔滨工程大学学报 2023年第12期44卷 2208-2215页

作者：秦帅李云召贺清明曹良志吴宏春西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

使用蒙特卡罗方法计算均匀化群常数时,一般以中子标通量为权重计算平均散射角余弦,会引入额外的计算误差。针对该问题,本文从中子均方位移和平均散射角余弦的关系出发,根据中子均方位移的统计结果,计算得到保证该物理量守恒的平均散射... 详细信息

使用蒙特卡罗方法计算均匀化群常数时,一般以中子标通量为权重计算平均散射角余弦,会引入额外的计算误差。针对该问题,本文从中子均方位移和平均散射角余弦的关系出发,根据中子均方位移的统计结果,计算得到保证该物理量守恒的平均散射角余弦。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX,并使用各向异性较强的快中子反应堆问题对该方法进行了测试。相比于传统方法,反应堆有效增殖因子的偏差由588×10^(-5)~796×10^(-5)降低为-31×10^(-5)~266×10^(-5),相对裂变反应率分布的最大相对偏差由3.754%~4.675%降低为-0.990%~0.920%,均方根偏差由1.864%~2.444%降低为0.569%~0.612%。结果表明:本文方法可以可以有效降低传统方法的计算偏差,具有一定的应用价值。

关键词：均方位移平均散射角余弦群常数蒙特卡罗方法 NECP-MCX 各向异性反应堆物理两步法计算

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扩散临界计算中的多重迭代优化技术

原子能科学技术 2013年第B12期47卷 660-663页

作者：李云召吴宏春曹良志郑友琦西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

核反应堆堆芯中子扩散计算中一般存在至少3重迭代：裂变源迭代、多群散射源迭代和群内迭代。为避免相邻两重迭代之间产生的内层迭代收敛太强会引入多余计算量、收敛太弱会使外层迭代收敛性变差甚至不收敛的问题，本文针对采用带Gauss—S... 详细信息

核反应堆堆芯中子扩散计算中一般存在至少3重迭代：裂变源迭代、多群散射源迭代和群内迭代。为避免相邻两重迭代之间产生的内层迭代收敛太强会引入多余计算量、收敛太弱会使外层迭代收敛性变差甚至不收敛的问题，本文针对采用带Gauss—Seidel左预处理的多群GMRES算法的变分节块法，设计并验证了一种对大多数问题均适用的多重迭代优化技术，其优化设置多群迭代和群内迭代的收敛准则的基本思想是：相应内层迭代收敛误差限正比于相应外层迭代的误差衰减率。数值计算基于商用压水堆和钠冷快堆选取的两个有代表性的堆芯算例进行，相应的结果表明：该多重迭代优化技术可对多群迭代加速约1～2倍，对群内迭代加速约5～21倍。

关键词：核反应堆堆芯计算多重迭代优化迭代收敛准则变分节块法

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在线监测压水堆堆芯功率分布的谐波展开法

核动力工程 2010年第S2期31卷 97-101页

作者：王常辉吴宏春曹良志西安交通大学核科学与技术学院西安710049

压水堆堆芯的功率分布可由中子扩散方程的高阶谐波线性展开,结合中子探测器的读数,可实现反应堆堆芯功率分布的实时监测。监测精度由探测器的精度以及参考堆芯与反应堆真实状态的相似度共同决定。由于反应堆运行状态具有复杂性和多样性... 详细信息

压水堆堆芯的功率分布可由中子扩散方程的高阶谐波线性展开,结合中子探测器的读数,可实现反应堆堆芯功率分布的实时监测。监测精度由探测器的精度以及参考堆芯与反应堆真实状态的相似度共同决定。由于反应堆运行状态具有复杂性和多样性,本文提出通过模拟反应堆的各种运行状态,并计算其高阶谐波,建立具有代表性的反应堆状态谐波数据库,对反应堆的功率进行在线监测的方法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对该方法的监测精度进行验证的结果表明,监测误差均在±3%以内,满足工程要求。

关键词：谐波数据库中子扩散在线监测