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快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

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原子能科学技术 2024年第3期58卷 513-527,I0004页

作者：吴宏春杨红义郑友琦曹良志杜夏楠杨勇刘一哲胡赟西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049 中国原子能科学研究院北京102413

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理... 详细信息

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。

关键词：快中子反应堆反应堆物理堆芯分析方法软件开发

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兆瓦级锂冷空间核反应堆电源方案设计与研发进展

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中国科学：技术科学 2024年第3期54卷 365-376页

作者：吴宜灿刘超金鸣陈建伟张勇吴庆生洒荣园柏云清李春京蒋洁琼宋勇胡丽琴王芳谈鹏翁娜江新标高扬周新贵郑友琦鹿鹏张智刚郝祖龙殷园中子科学国际研究院青岛266199 中子科学(重庆)研究院有限公司重庆401331 中子科学研究院(合肥)有限公司合肥230001 安徽中科超核科技有限公司合肥230001 中国科学院合肥物质科学研究院合肥230001 中国科学技术大学合肥230026 上海核工程研究设计院有限公司上海200233 西北核技术研究院西安710024 中国科学院空间应用工程与技术中心北京100094 国防科技大学新型陶瓷纤维及其复合材料重点实验室长沙410073 西安交通大学核科学与技术学院西安710049 南京航空航天大学能源与动力学院南京210016 哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室哈尔滨150001 华北电力大学核科学与工程学院北京102206 深圳大学物理与光电工程学院深圳518060 山东大学核科学技术研究院济南250012

空间核反应堆电源因具有能量密度大、输出功率高、持续时间长、环境适应性强等优势,是未来大功率长寿期航天任务及深空探测任务能源供应的优选路线.本文在分析兆瓦级空间堆电源研发需求与选型特点的基础上,提出并设计了一套兆瓦级小型... 详细信息

空间核反应堆电源因具有能量密度大、输出功率高、持续时间长、环境适应性强等优势,是未来大功率长寿期航天任务及深空探测任务能源供应的优选路线.本文在分析兆瓦级空间堆电源研发需求与选型特点的基础上,提出并设计了一套兆瓦级小型锂冷空间堆电源技术方案,该方案采用锂冷反应堆与布雷顿发电系统耦合,具有轻量化、长寿命等特点.本文针对该方案梳理了所涉及的关键技术,介绍了在技术分析论证、相关验证样机和实验平台研制的进展情况,并在此基础上提出我国未来发展大功率空间堆电源的建议.

关键词：空间核反应堆锂冷反应堆布雷顿发电

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兆瓦级热管核反应堆屏蔽方案设计研究

核技术 2023年第2期46卷 111-124页

作者：王永平陶昱姗吴云钦郑友琦杜夏楠西安交通大学西安710049 中国核动力研究设计院成都610213

无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源,为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆(Silent Unmanned Portable Reactor,UPR-s)设计方案。为保证舱体辐射安全,对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先,对整个系统及屏蔽体的布局... 详细信息

无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源,为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆(Silent Unmanned Portable Reactor,UPR-s)设计方案。为保证舱体辐射安全,对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先,对整个系统及屏蔽体的布局进行初步设计,并分别计算了反应堆满功率运行和停堆情况下的源项参数;其次,给出几种备选屏蔽材料;接着,利用确定论中子-光子屏蔽计算软件NECP-Hydra分别针对初始模型布置选型、复合式屏蔽布置选型及阴影屏蔽布置方案等进行计算分析,主要对安全平面处的累计快中子注量、光子剂量,以及停堆后的源强进行了分析;最终,基于数值分析结果,提出了满足要求的屏蔽优化方案,其安全平面处的累积快中子注量、光子剂量、屏蔽重量等关键参数均满足设计限值。

关键词：无人潜航器热管核反应堆屏蔽快中子注量光子剂量

SARAX程序在复杂非结构几何堆芯计算中的应用研究

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核技术 2023年第6期46卷 113-120页

作者：肖博文郑友琦王永平乔梁陶昱姗刘啸岳西安交通大学西安710049 中国核动力研究设计院成都610041

随着反应堆堆芯设计的复杂化,给堆芯物理的建模计算带来了一定的挑战。针对复杂几何堆芯的精细建模计算,采用基于任意三棱柱网格的离散纵标节块法,通过构造实体几何的方式,实现了复杂非结构几何堆芯的准确建模以及非结构网格的生成,同... 详细信息

随着反应堆堆芯设计的复杂化,给堆芯物理的建模计算带来了一定的挑战。针对复杂几何堆芯的精细建模计算,采用基于任意三棱柱网格的离散纵标节块法,通过构造实体几何的方式,实现了复杂非结构几何堆芯的准确建模以及非结构网格的生成,同时由于非结构网格计算量大,采用了块雅各比的并行算法以减少堆芯输运计算时间。将SARAX程序用于空间反应堆和热管堆的计算中,特征值和堆芯径向功率分布结果与多群蒙特卡罗的计算结果吻合良好,特征值的计算偏差小于3.00×10^(-3),径向功率分布的相对偏差小于1.5%,表明SARAX程序在复杂非结构几何堆芯计算中具有较高的精度。

关键词：非结构堆芯离散纵标节块法网格生成并行算法程序验证

基于确定论的ADANES堆芯稳态中子学分析及瞬态事故模拟研究

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核技术 2022年第10期45卷 77-84页

作者：杜夏楠王永平郑友琦曹良志张延师闫雪松杨磊西安交通大学核科学与技术学院西安710049 中国科学院近代物理研究所兰州730030 先进能源科学与技术广东省实验室惠州516000

目前,国家重大科技基础设施“加速器驱动嬗变研究装置”(China Initiative Accelerator Driven System,CiADS)正在建设的关键阶段,对其方案展开详细计算分析可以为核能的可持续发展和国家能源安全战略提供强有力的技术支持。利用先进反... 详细信息

目前,国家重大科技基础设施“加速器驱动嬗变研究装置”(China Initiative Accelerator Driven System,CiADS)正在建设的关键阶段,对其方案展开详细计算分析可以为核能的可持续发展和国家能源安全战略提供强有力的技术支持。利用先进反应堆物理计算系统(Nuclear Engineering Computational Physics Laboratory,System for Advanced Reactor Analysis at Xi'an Jiaotong University,NECP-SARAX),通过比较不同燃料/冷却剂选型、结构尺寸下的堆芯寿期、能谱特性以及反应性反馈系数等参数,对加速器驱动先进核能系统(Accelerators Drive Advanced Nuclear Energy Systems,ADANES)展开了堆芯中子学特性分析,并对堆芯的瞬态特性进行了初步分析,瞬态事故包括无保护反应性引入事故以及无保护失流事故。数值计算结果表明:ADANES堆芯在满功率运行条件下可以实现大于10 a的运行寿期,同时具备负的反馈反应性系数,通过瞬态分析表明该堆芯具备了在典型事故下的固有安全特性。

关键词： ADANES堆芯 NECP-SARAX 中子学分析确定论

基于快谱基准题的TULIP程序适用性研究与验证

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核技术 2023年第12期46卷 141-150页

作者：陈文杰杜夏楠王茸郑友琦王永平吴宏春西安交通大学核科学与技术学院西安710049

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室开发的先进反应堆中子学分析系统,近些年基于CEFR、PHENIX、SUPERPHENIX、JOYO MK-I、ZPR和ZPPR等反应堆开展了程序的验证与确认工作,计算结果表明:NECP-SARAX在快堆堆芯物理特性分析具有... 详细信息

NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室开发的先进反应堆中子学分析系统,近些年基于CEFR、PHENIX、SUPERPHENIX、JOYO MK-I、ZPR和ZPPR等反应堆开展了程序的验证与确认工作,计算结果表明:NECP-SARAX在快堆堆芯物理特性分析具有良好的性能。同时,利用上述反应堆中的燃料组件和控制棒组件,初步展现了截面计算程序TULIP在快谱问题计算分析上的精确性,但是仍然缺乏系统性地验证与确认。为了确认TULIP程序对于不同类型快谱问题的适用性,从国际临界安全基准评估项目中选取了147组临界实验装置进行计算分析,发现对于带有厚反射层的实验装置,TULIP程序计算k_(eff)和蒙特卡罗程序计算值的偏差超过10^(-2)。以HMF021-002实验装置构造均匀两核素问题展开研究,中等质量核素在非共振区表现出类似共振波动状的散射截面,对于使用大量结构材料的快谱系统,其非共振区类似共振波动截面的自屏效应变得不可忽略。针对此现象,对TULIP程序的共振计算策略和非共振区计算方法进行优化,采用超细群(Ultra Fine Group,UFG)的共振计算方法,对中等质量核素高装载量情况下非共振区类似共振波动状截面的自屏效应进行处理,改进程序后相应实验装置计算偏差降低到3×10^(-3)内,数值结果表明,改进后的TULIP程序对于快谱系统具有良好的计算分析能力。

关键词： TULIP程序 ICSBEP基准题中等质量核素非共振区类似共振状的截面

基于凤凰快堆寿期末控制棒提棒实验的SARAX程序系统确认

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核动力工程 2018年第S2期39卷 33-37页

作者：周航郑友琦胡赟西安交通大学核科学与技术学院西安710049 中国原子能科学研究院北京102413

寿期末控制棒提棒实验是在法国钠冷快堆Phenix(凤凰快堆)退役之前开展的最后一次实堆测量实验,实验中测量了低功率状态下的控制棒价值和满功率状态下的径向功率分布。本实验采用西安交通大学开发的快堆中子学计算程序系统SARAX进行建模... 详细信息

寿期末控制棒提棒实验是在法国钠冷快堆Phenix(凤凰快堆)退役之前开展的最后一次实堆测量实验,实验中测量了低功率状态下的控制棒价值和满功率状态下的径向功率分布。本实验采用西安交通大学开发的快堆中子学计算程序系统SARAX进行建模和计算,其计算过程采用基于点截面的超细群方法进行能谱计算,采用超级均匀化(SPH)因子方法进行组件均匀化计算,以及采用多群中子输运节块方法进行堆芯计算,最终计算了实验中4个临界状态的有效增殖因子、控制棒价值、堆芯反应性系数及功率分布等参数。计算结果表明:SARAX的计算结果与实验值吻合较好,计算精度优于传统的快堆物理计算程序,可以用于钠冷氧化物混合燃料(MOX燃料)快堆的核设计。

关键词：钠冷快堆 SARAX程序系统控制棒提棒实验确认

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乏燃料溶液系统临界安全分析计算方法研究

核技术 2023年第1期46卷 81-89页

作者：银华北王永平苟军利刘国明祖铁军尹文郑友琦杜夏楠西安交通大学西安710049 中国核电工程有限公司北京100840

核临界安全分析是保证乏燃料后处理厂安全性的关键技术,而现有核临界安全事故分析程序中,或在几何适用范围上受限,或由于计算效率低而工程实用性差。因此,亟需研发一套适用范围大、计算精度高的临界安全分析方法,提高对核临界事故的分... 详细信息

核临界安全分析是保证乏燃料后处理厂安全性的关键技术,而现有核临界安全事故分析程序中,或在几何适用范围上受限,或由于计算效率低而工程实用性差。因此,亟需研发一套适用范围大、计算精度高的临界安全分析方法,提高对核临界事故的分析精度,为乏燃料后处理厂提供技术保障。为此,本文针对乏燃料溶液系统特性,基于零维超细群截面制作与全问题并群方法、预估-校正准静态中子动力学计算方法和二维轴对称热工-辐解气体模型,开发了相应的计算程序模块,最终形成了一套具备并行功能的三维乏燃料溶液系统临界安全分析程序hydra-TD。进一步利用该程序对法国SILENE实验装置进行了验证,结果显示:第一裂变功率峰、倍增时间、总裂变次数等关键参数的误差较小,证明hydra-TD程序正确模拟了燃料溶液系统临界过程中的多物理过程,具备临界安全分析的能力。

关键词：乏燃料溶液临界安全瞬态分析多物理耦合

基于模块化特征线方法的二维/一维耦合输运程序开发

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核动力工程 2014年第S2期35卷 131-134页

作者：梁亮吴宏春郑友琦李云召西安交通大学核科学与技术系西安710049

随着各种新堆型的提出,全堆芯非均匀计算的需求也日益迫切。基于需求和可行性的考虑,提出了二维/一维(2D/1D)耦合方法求解三维(3D)非均匀问题,国际上已经开发出许多这样的程序。本文基于模块化特征线方法开发了2D/1D耦合程序—MOCHA_2D1... 详细信息

随着各种新堆型的提出,全堆芯非均匀计算的需求也日益迫切。基于需求和可行性的考虑,提出了二维/一维(2D/1D)耦合方法求解三维(3D)非均匀问题,国际上已经开发出许多这样的程序。本文基于模块化特征线方法开发了2D/1D耦合程序—MOCHA_2D1D,2D耦合程序计算采用模块化特征线方法,1D耦合程序计算采用Sn差分方法。经过验证,程序计算精度符合反应堆物理计算要求。

关键词：模块化MOC 全堆芯输运 2D/1D耦合