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反射中子对金属快中子脉冲堆特性参数的影响研究

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核技术 2024年第6期47卷 121-128页

作者：郭树伟陈珍平江新标李达张科营张信一王立鹏谢金森于涛南华大学核科学技术学院衡阳421001 西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室西安710024

快中子脉冲堆对墙壁反射中子比较敏感,反射中子会改变快中子脉冲堆波形,当反射中子较多时可能会对脉冲堆的运行安全造成不利影响。本文建立了考虑墙壁反射中子效应的点堆动力学方法、蒙特卡罗中子学计算方法和ANSYS热力学计算方法三者... 详细信息

快中子脉冲堆对墙壁反射中子比较敏感,反射中子会改变快中子脉冲堆波形,当反射中子较多时可能会对脉冲堆的运行安全造成不利影响。本文建立了考虑墙壁反射中子效应的点堆动力学方法、蒙特卡罗中子学计算方法和ANSYS热力学计算方法三者耦合的“核-热-力”耦合方法,并对含有墙壁反射中子效应的快中子脉冲堆Godiva-Ⅰ瞬态过程进行分析。结果表明:反射中子使脉冲后沿提高,使冲坪时的反应性变低,使堆芯位移、应力有所提高。

关键词：快中子脉冲堆反射中子核热力耦合点堆动力学安全分析

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长寿期小型棒控压水堆控制棒方案研究

核技术 2024年第3期47卷 123-132页

作者：吴智强谢金森娄磊陈鹏宇刘涛邓年彪于涛南华大学核科学技术学院衡阳421001 南华大学先进核能设计与安全教育部重点实验室衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

小型棒控压水堆舍弃了可溶硼,并高度依赖控制棒与可燃毒物棒控制堆芯的反应性。为研究控制棒对堆芯关键性能的影响,本文以核动力破冰船用KLT-40模型为对象,以轴向功率偏移、堆芯寿期、燃料利用率与径向功率峰因子为指标,开展长寿期小型... 详细信息

小型棒控压水堆舍弃了可溶硼,并高度依赖控制棒与可燃毒物棒控制堆芯的反应性。为研究控制棒对堆芯关键性能的影响,本文以核动力破冰船用KLT-40模型为对象,以轴向功率偏移、堆芯寿期、燃料利用率与径向功率峰因子为指标,开展长寿期小型棒控压水堆控制棒布置与动作策略设计分析。首先,基于OpenMC程序开发带棒燃耗程序;其次,比较堆芯带控制棒与无控制棒运行时的堆芯寿期等指标;最后,分析不同动作策略对轴向功率偏移等指标的影响。结果表明:控制棒将堆芯寿期从590 EFPDs(等效满功率天,Effective full power days)延长至650~698 EFPDs;低价值棒组优先动作策略使轴向功率偏移程度由−0.69与+0.80分别下降至−0.29与+0.52。因此,要准确计算长寿期压水堆寿期必须采用带控制棒燃耗计算策略,并且通过合理的动作策略能够有效减小控制棒带来的轴向功率偏移。

关键词：长寿期压水堆控制棒方案控制棒动作策略堆芯寿期功率分布

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长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型研究

原子能科学技术 2022年第1期56卷 113-120页

作者：徐士坤于涛谢金森李满仓王连杰南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能... 详细信息

可燃毒物在长寿期压水堆中起着至关重要的作用,板状燃料组件在长寿期压水堆中具有较好的应用前景。本文开展长寿期压水堆板状燃料组件可燃毒物选型及中子学特性研究,对含不同可燃毒物的板状燃料组件进行输运-燃耗计算,筛选出中子学性能较好的可燃毒物。结果表明,采用富集同位素^(157)Gd、^(167)Er和B_(4)C作为可燃毒物时,几乎无反应性惩罚;当采用PACS-J和^(231)Pa作为可燃毒物时,因其自身特性,在寿期末不仅未造成反应性惩罚,且延长了组件寿期,提高了燃料利用率;PACS-J与慢燃耗可燃毒物组合,可获得更优的反应性曲线。由本文结果可知,板状燃料组件可以选用富集同位素^(157)Gd、富集同位素^(167)Er、B_(4)C、^(231)Pa和PACS-J作为可燃毒物,可燃毒物组合可以选用PACS-Er和PACS-Pa两种组合方案。

关键词：长寿期压水堆可燃毒物中子学特性燃料组件寿期

基于OpenMC的瞬发中子衰减常数计算模块开发与验证

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原子能科学技术 2022年第9期56卷 1906-1914页

作者：李铸伦谢金森徐士坤邓年彪苑旭东于涛南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学湖南省数字化核反应堆工程与技术研究中心湖南衡阳421001

瞬发中子基波衰减常数α可定量描述反应堆内中子随时间的变化,是计算绝对反应性所需的中子动力学参数之一,对次临界(特别是较深次临界)绝对反应性的精确测量具有重要意义。本文在开源程序OpenMC基础上,基于k-α迭代方法,以中子径迹长度... 详细信息

瞬发中子基波衰减常数α可定量描述反应堆内中子随时间的变化,是计算绝对反应性所需的中子动力学参数之一,对次临界(特别是较深次临界)绝对反应性的精确测量具有重要意义。本文在开源程序OpenMC基础上,基于k-α迭代方法,以中子径迹长度上的平均时间吸收权重修正作为k-α迭代参数因子,在输运过程中对瞬发、缓发中子分别考虑,开发了具有瞬发α本征值问题计算功能的OpenMC-PA模块。以Godiva衍生基准题和MUSE-4次临界实验装置为计算对象,对程序计算瞬发α本征值问题能力进行验证。结果表明,该计算模块有优于MCNP4C的计算速度与计算范围,计算值与参考值的相对误差小于0.5%。OpenMC-PA能满足次临界系统瞬发α本征值和中子动力学参数计算需求。

关键词：瞬发α本征值 OpenMC Godiva衍生基准题 MUSE-4次临界实验装置

加速器束流瞬变ADS次临界反应堆动态特性分析方法研究

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核动力工程 2014年第S2期35卷 48-51页

作者：于涛谢金森刘紫静南华大学湖南省核燃料循环技术与装备协同创新中心湖南衡阳421001 中国原子能科学研究院反应堆工程研究所北京102413

强流质子加速器(HPPA)的不稳定性产生的束流瞬变将导致加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)的散裂中子源强度发生快速变化,进而对ADS次临界反应堆产生冲击。HPPA束流瞬变下的次临界反应堆动态响应特性是ADS研究的一个重要课题。本文在总结... 详细信息

强流质子加速器(HPPA)的不稳定性产生的束流瞬变将导致加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)的散裂中子源强度发生快速变化,进而对ADS次临界反应堆产生冲击。HPPA束流瞬变下的次临界反应堆动态响应特性是ADS研究的一个重要课题。本文在总结目前ADS束流瞬变问题研究工作的基础上,对已建成的ADS次临界实验装置"启明星1#"开展了初步的与束流瞬变相关的计算分析,提出了在束流瞬变分析中针对有/无外源情况采用多模式堆芯群常数和中子动力学参数实时调用的建议。

关键词：加速器驱动次临界反应堆系统(ADS) 束流瞬变准静态近似多模式参数

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核反应堆结构材料网格精细活化分析研究

核技术 2022年第8期45卷 62-68页

作者：李雷鸣江书益陈珍平苑旭东杨超谢金森于涛南华大学核科学技术学院衡阳421001 湖南省数字化反应堆工程技术研究中心衡阳421001

核反应堆结构材料活化分析是核反应堆辐射安全分析的重要内容。传统栅元活化分析方法由于无法描述结构材料内部的非均匀空间活化效应,导致活化源项、活化剂量与真实结果存在较大偏差,有必要开展核反应堆结构材料精细活化分析研究。因此... 详细信息

核反应堆结构材料活化分析是核反应堆辐射安全分析的重要内容。传统栅元活化分析方法由于无法描述结构材料内部的非均匀空间活化效应,导致活化源项、活化剂量与真实结果存在较大偏差,有必要开展核反应堆结构材料精细活化分析研究。因此,本文发展了基于网格活化分析的核反应堆结构材料精细活化分析方法,基于蒙特卡罗核粒子输运程序系统(Monte Carlo N-Particle Transport Code System,MCNP)和活化计算程序FISPACT建立了“中子输运-材料活化-活化剂量”耦合的反应堆结构材料精细化活化计算分析程序(MCNP and FISPACT coupled Mesh-based Activation code,MCFisMA),实现了结构材料活化源项精细计算及衰变γ辐射场的精确评价。基于国际热核聚变实验堆计划(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)发布的停堆剂量基准题,对MCFisMA程序进行了基准验证,证明了本文方法和MCFisMA程序的正确性与可靠性;此外,基于NUREG/CR-6115压水堆开展了结构材料精细活化分析应用研究。本方法对于提升核反应堆结构材料活化源项及衰变γ剂量场的计算精度具有理论研究意义,为反应堆屏蔽设计、检修换料方案、退役策略提供理论与数据支撑。

关键词：结构材料严格两步法核反应堆网格活化

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可增殖快谱超临界水冷堆物理初步设计计算

核动力工程 2013年第1期34卷 19-25页

作者：于涛刘紫静谢金森南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001

建立改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)堆芯模型,探讨点火区燃料棒直径和增殖区水棒直径对堆芯转换比的影响,得到合理的燃料组件设计形式。设计并计算6种不同堆芯布置的反应堆增殖特性和空泡反应性,并分析燃料中235U和239Pu成分对堆芯转... 详细信息

建立改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)堆芯模型,探讨点火区燃料棒直径和增殖区水棒直径对堆芯转换比的影响,得到合理的燃料组件设计形式。设计并计算6种不同堆芯布置的反应堆增殖特性和空泡反应性,并分析燃料中235U和239Pu成分对堆芯转换比和空泡系数的影响,提高了转换比;研究燃料成分对堆芯转换比的影响。结果表明:减小氢原子数与重金属原子数之比(H/HM),增加堆芯增殖燃料组件数目并采用合理布置可满足堆芯负空泡反应系数,且可以提高堆芯转换比;降低燃料中Pu同位素质量分数可以使堆芯转换比大幅增加,同时使堆芯的空泡反应性系数负值更大;当点火燃料组件采用Pu同位素质量分数为20.8%的MOX燃料,增殖燃料组件采用0.2%富集度235U的贫铀燃料,6号设计方案可以使堆芯的初始转换比达到1.03128,且空泡反应性系数为负,初步达到超临界水冷快堆的增殖要求。进一步对堆芯的缓发中子有效份额、能谱、中子注量率、功率分布进行计算,分析研究增殖堆芯的物理特性。

关键词：改进型快谱超临界水冷堆增殖负空泡系数

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

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原子能科学技术 2022年第9期56卷 1915-1923页

作者：倪梓宁于涛谢金森陈熙荣黄干黄浩陈珍平赵鹏程雷济充南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院反应堆运行与应用研究所四川成都610213

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_(inf)不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,... 详细信息

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗(MC)抽样方法计算的k_(inf)不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样(LHS)方法与MC抽样方法的k_(inf)不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。

关键词：燃耗信任制核素浓度偏差与偏差的不确定度临界安全偏差与不确定度拉丁超立方抽样方法

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妈祖文化价值的哲学底蕴

福建论坛（人文社会科学版） 2019年第2期 100-105页

作者：柯力谢金森莆田学院福建莆田351100

在本体论上,妈祖文化的价值取向反映了广大信众的利益诉求;在方法论上,妈祖文化的价值体现契合了历史传承的基本精神;在认识论上,妈祖文化的价值释放助力了发展战略的稳步推进。从哲学层面思考妈祖文化的价值,有助于进一步感悟妈祖文化... 详细信息

在本体论上,妈祖文化的价值取向反映了广大信众的利益诉求;在方法论上,妈祖文化的价值体现契合了历史传承的基本精神;在认识论上,妈祖文化的价值释放助力了发展战略的稳步推进。从哲学层面思考妈祖文化的价值,有助于进一步感悟妈祖文化贯通古今、远播中外的特有魅力。

关键词：妈祖文化价值价值取向价值体现价值释放哲学底蕴