一、考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式（论文文献综述）
崔勇[1]（2021）在《基于物理热工耦合的通道式熔盐堆动力学分析方法研究》文中认为为解决核能发展面临的安全性、乏燃料处理和核燃料短缺等问题,世界范围内广泛开展了新型反应堆的设计与分析研究。作为第四代核能系统的六种候选堆型之一,熔盐堆使用液体燃料,具有本征安全、无水冷却、物理防核扩散、适合钍铀燃料循环及易于小型模块化等特点。然而,熔盐堆特有的燃料流动性和堆芯自冷却等特点,使得其临界性能和动力学特性与传统固态燃料堆有着本质区别。相比于传统堆型,熔盐堆内中子通量、温度、流量、应力和核素浓度等多个物理场的耦合效应更加显着。中子学与热工水力学是熔盐堆多物理耦合分析的基础。因此,开展基于物理热工耦合的动力学分析方法研究,对于熔盐堆的设计和安全许可具有重要的学术意义和工程价值。针对通道式熔盐堆,本文在中子学和热工水力学的耦合中采用隐式策略。为满足动力学分析对中子通量反复求解的需求,采用基于确定论的“组件-堆芯”两步法进行中子学计算。基于组件少群参数的反馈模型是核热耦合计算的关键。针对不同类型组件,建立了合适的等效均匀化模型,并基于最小二乘方法实现了一系列离散工况点下宏观截面的参数化。在中子动力学方面,考虑燃料的流动效应,基于四阶多项式节块展开法求解中子通量,采用无条件稳定的全隐式向后差分格式和指数变换方法对时间相关的中子扩散方程进行离散和求解。以上各方法在有效提高计算精度的同时节省了计算成本。考虑到通道式熔盐堆特有的流动-传热特性,采用并联多通道模型及单通道传热模型进行热工水力学计算。稳态下,基于“预估-修正”思想实现压力-速度方程的脱耦,求解得到燃料的流量分布、压力分布和温度分布。同时,根据熔盐与石墨之间的对流换热关系,得到石墨温度分布的解析解;瞬态下,利用拟牛顿法迭代求解压力和流量变量构成的非线性方程组,并引入有效传热系数方法求解石墨热传导方程。基于上述理论模型和数值方法,开发了通道式熔盐堆动力学分析程序TMSR3D。无流动情形下,对固体燃料堆稳态与瞬态扩散基准题的验证过程表明了所开发的程序在临界计算和中子动力学计算中的有效性;基于熔盐实验堆MSRE运行数据的验证与确认过程表明了TMSR3D程序中的少群参数模型、缓发中子先驱核流动模型、多通道热工水力学模型及核热耦合模型的正确性,该程序可对通道式熔盐堆的动力学行为提供合理描述;对MSRE的进一步分析也证明了其堆芯设计的固有安全性。最后,利用TMSR3D程序对2MWth钍基熔盐实验堆（TMSR-LF）进行了稳态与瞬态分析。稳态计算结果表明:TMSR-LF在额定工况下的最高温度、缓发中子损失比例等关键参数均在设计限值以下;瞬态计算结果表明:当一回路燃料流量发生变化时,堆芯的动力学响应不仅与流量变化引起的温度反馈效应有关,也与流量变化直接引起的反应性变化相关。由于TMSR-LF的负温度反馈设计,在热阱丧失和堆芯入口过冷事故中,即使保护系统无动作,反应堆也可从瞬态过渡至稳态或实现自动安全停堆。在反应性引入事故中,堆芯的动力学响应主要由所引入的反应性与有效缓发中子份额的比值（ρ/β）、温度反馈效应和堆芯冷却性能等诸多因素共同决定。ρ/β越大,功率变化越剧烈。在一定范围内,堆芯初始功率越高,反应性引入越多,温度反馈效应更加显着,堆芯过渡至稳态所需的时间也更短。总的来说,针对通道式熔盐堆,本文开展了等效均匀化参数模型、基于节块展开法和指数变换的中子动力学模型和基于并联多通道近似的热工水力学模型等方面的方法研究,开发了基于核热耦合的动力学分析程序TMSR3D。采用相关基准题和MSRE实验数据完成了程序的验证与确认过程,并对我国首座钍基熔盐堆TMSR-LF的概念设计进行了稳态与瞬态分析,研究了其核热耦合机制和动力学特性。本文所建立的数值模型和计算方法,可以用于系列熔盐堆设计与安全分析。
余文[2]（2021）在《熔盐堆系统分析程序TREND的扩展及验证》文中提出熔盐堆（Molten Salt Reactor,MSR）作为第四代核能系统六种先进堆型之一,具有以下优点:固有安全性高,熔盐的沸点高达1300℃,可以提高系统运行温度提高系统的发电效率;熔盐比热容较大,可以有效提高单位体积能量携带能力,提高系统的能量密度;熔盐堆一回路处于单相低压状态,可以减小一回路破口事故发生概率。2011年,中国科学院启动国家先导科技专项“未来先进核能裂变——钍基熔盐堆核能系统”,致力于研发熔盐堆系统。熔盐堆的研究开始于上世纪60年代,橡树岭国家实验室（ORNL）成功建造了ARE和MSRE两个实验。随着熔盐堆的发展,熔盐堆的研究形成了以FHR为代表的固态堆和石墨通道式的液态燃料熔盐堆两类概念设计。不同于传统固态堆,液态熔盐堆核燃料溶解于高温熔盐形成燃料盐,燃料盐既充当燃料又充当冷却剂,堆芯功率直接释放于燃料盐中;此外,燃料盐的流动特性导致缓发中子先驱核发生迁移,从而引起堆芯内缓发中子份额的变化。因此,传统固态燃料反应堆的系统分析程序已经不适于液态熔盐堆的分析,上海应用物理研究所为液态熔盐堆TMSR-LF1的研究,开发了TREND程序,目标是建立一个能实现液态堆全堆模拟分析的系统分析程序。本文工作基于系统分析程序TREND,进行模型的扩展及验证,为TREND在TMSR-LF1的应用上提供参考。本文的主要研究内容包括:1)针对液态熔盐堆的特性,对TREND进行模型扩展。在点堆模型的基础上,在中子模块植入了一维DNP流动方程和一维两群中子方程用于求解堆芯的功率分布;热构件模块中植入二维导热模型;在水力学模块添加支点求解模型,用于求解并联多通道。2)对程序计算结果进行验证,验证的内容主要包括:热工方面利用商业程序如RELAP5、fluent与程序进行对比验证,验证程序在基础模型计算的准确性;采用CIET台架的部件实验进行对比验证,验证程序热工方面稳态和瞬态计算能力;中子方面采用美国橡树岭国家实验室（ORNL）熔盐实验堆（MSRE）停泵启泵实验的实验结果,验证点堆模型和一维双群中子模型求解的正确性;中子热工耦合方面,则采用MSRE的自然循环实验和升功率实验进行对比验证。TREND各个模块的计算结果以及各模块之间的相互耦合计算的结果都表明程序计算的正确性。3)以10MW液态熔盐堆为研究对象,利用TREND程序分析系统单参数扰动和反应性引入事故时系统的瞬态特性,评估TREND程序在液态熔盐堆系统瞬态计算的准确性。4)进行SF0实验的余排阻力与排热实验。基于新植入的2维导热模型和辐射传热模型,利用TREND对余排的排热能力进行分析验证,程序的计算结果与实验的误差在10%左右,吻合良好。形成了余排系统排热能力的一套计算方法,为TREND程序将来计算TMSR-LF1实验堆的余排系统排热能力提供参考。5)开展HTS熔盐回路的动态特性实验研究,研究了功率突变、流量突变以及功率方波变化时回路各部件的瞬态温度变化,分析高温熔盐回路的动态结果与系统分析程序的计算偏差,为后续程序在高温熔盐回路的分析提供分析依据。
魏康[3]（2021）在《基于中子诱发锕系元素核裂变的二维断点理论的研究及裂变TPC探测器的研制》文中进行了进一步梳理原子核裂变作为一种剧烈的衰变方式,在中低能核物理的研究中发挥着极其重要的作用。同时它也包含着丰富的物理学信息,如壳结构、自旋以及质量和电荷的不对称性等。此外,它还会导致天体演化中r-过程的终止。然而时至今日,由于复杂的量子效应以及实验技术的限制,理论和实验上仍存在一系列悬而未决的问题。目前理论研究普遍认为核裂变存在多种裂变模式,分别对应于裂变母核势能面上存在的多个由鞍点到断裂点的低谷,这使得在裂变过程中裂变母核存在多个不同的裂变路径。但大部分传统的实验研究都针对单一可观测量进行描述,如裂变碎片的质量分布、电荷分布以及能量分布等,并积累了大量的实验数据。而在数据分析的过程中,往往单一可观测量的描述上需要对理论模型中的其他变量进行积分,这就使得裂变母核势能面上的局部结构在实验上难以描述,不同的裂变路径也没办法区分。自然而然地,人们逐渐认识到不同可观测量之间的关联性测量对于进一步提取裂变信息具有相当大的物理意义。并且近些年以来,随着中子束流的能区扩展以及关联技术的发展,中子诱发锕系元素核裂变的关联测量也取得了不错的进展,这使得我们可以更为深入地了解裂变碎片各个参量之间的关系,更好地探索核裂变的反应机制。基于此,在理论上,本论文借助超重核冷融合反应中的双核系统（DNS）的概念,计算了两个裂变碎片形成的双核系统随着质心距离演化的相互作用势。根据能量最低原则,在双核系统演化的中,两个裂变碎片应始终保持着尖对尖（tip-to-tip）的取向。这是因为相比于其他取向,尖对尖的取向具有相对较高的内部势垒和沿r方向较低的外部库仑势垒,这将导致裂变概率的增加。在此基础上,我们探究了双核系统的驱动势随裂变碎片不对称度η的变化,所得结果在一定程度上反应了裂变碎片的产额分布。之后我们将DNS的驱动势引入到二维断点模型（TDSPM）当中并进行了计算,同时原子核的基态形变以及壳的阻尼效应也同样被考虑到模型构建当中。最后,我们利用简化的二维断点模型研究了低激发能（0～20）Me V下裂变碎片的质量、电荷和能量分布。结果表明,通过简化的二维断点模型所得到的裂变碎片产额可以较好地再现裂变碎片产额,与最近公布的同中子素链的裂变实验结果相比,也具有较好地一致性。计算得到的裂变碎片产额在峰位、峰宽以及峰高都与实验数据具有较好的一致性。并且通过分析裂变碎片的电荷分布,原子核的奇偶效应也得到了较好的体现。这表明该简化方法在一定程度上可以重现裂变碎片的产额,这将有助于我们实现裂变碎片的多参数全局测量。在实验上,我们正在搭建基于GEM工艺的裂变时间投影室（TPC）探测器,该裂变TPC探测器主要包含低气压控制系统、基于GEM工艺的裂变TPC探测系统、缓发γ辅助测量系统以及后端电子学读出系统四大部分。整个裂变TPC探测器采用流气式压强自动调节系统,通过模拟得到,为了保证裂变碎片三维径迹的完整测量,该探测器需要工作在25 k Pa～42 k Pa低压环境中。而探测器的读出系统主要是由一块数据获取母板控制13块APV25集成前放构成,总共可以实现1634路电子学的读出。整个读出系统可以实现对单个信号进行连续30个周期采样,每个周期25 ns,共计750 ns。而基于GEM工艺的裂变TPC探测系统作为整个裂变TPC探测器的核心组成部分,主要由两块GEM膜、一块漂移极和一块PCB读出板构成,用于完成裂变碎片的产生,电离,电子倍增以及收集等工作。另外,除缓发γ辅助测量系统外,其余探测器主体结构的加工和搭建基本完成,并在常气压下,利用55Fe源的X射线对探测器性能进行了测试。在低气压下,利用55Fe源的X射线和烟雾报警器中的α源对整个探测系统的性能进行了测试工作。测试结果表明,整个探测器性能稳定,有望在未来实现单个裂变碎片信息的准确测量。
袁培[4]（2020）在《钠冷快堆系统分析程序FASYS的验证与确认》文中研究说明钠冷快堆作为第四代核反应堆先进堆型,由于在核燃料增殖、固有安全性等方面具有突出优势,受到世界各国广泛重视。针对快堆堆芯及系统瞬态响应的系统分析程序是快堆安全与事故分析中最重要的分析工具之一,而我国基于钠冷快堆的系统分析程序研究还很有限,缺乏具有自主知识产权的钠冷快堆系统分析程序,因此中国原子能科学研究院针对钠冷快堆开发了系统分析程序FASYS,而如何保证FASYS程序设计、建模与开发的正确性准确性与可靠性,确保程序可有效的用于堆芯与系统瞬态模拟以及有关的安全分析成为一个关键问题。在此背景下,本文采用V&V策略,在调研国内外钠冷快堆系统分析程序验证确认工作和相关法规与导则基础上,结合FASYS程序的开发与应用范围,提出了FASYS程序验证与确认的实施方案。首先对程序需求及开发进行验证与确认,在对需求进行追踪的基础上建立程序V&V测试计划,运用九步法建立现象识别与排序表（PIRT）,基于建立的PIRT,收集验证用标准算例库与实验数据库,建立验证矩阵。其次,对程序功能与性能进行验证与确认,通过对程序进行人工走查,对基本模块进行单元测试,对程序功能设计用例进行集成测试与功能测试,确认程序的关键功能能够正常使用,达到功能设计规格说明要求。最后,对程序适宜性进行验证与确认,通过验证矩阵中分离效应算例验证程序模型的正确性与准确性,通过验证矩阵中整体效应算例确认程序能够用于钠冷快堆的堆芯和系统瞬态类事故分析。结果验证了FASYS程序的模型是正确准确的,初步确认了FASYS程序可用于钠冷快堆堆芯和系统瞬态类事故分析。本文旨在探索对钠冷快堆系统分析程序进行验证与确认的方法,其成果将对今后同类程序的验证与确认工作提供一定参考。
何燎原[5]（2020）在《氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究》文中提出作为六种第四代先进核反应堆候选堆型中唯一的液态堆,熔盐堆可在线连续添换料,其堆芯可以较小的剩余反应性运行,在安全性、经济性、燃料利用率以及防核扩散等方面均具有显着优势,是实现钍铀燃料循环的理想堆型。氯盐快堆作为熔盐快堆的一种,其重金属溶解度高、结构简单、中子经济性好、能谱硬,具有优异的燃料增殖与嬗变能力,在实现闭式Th-U燃料循环,解决当前核能发展面临的燃料利用率低、次锕系核素积累量大等挑战上具有较大的潜力。但实现氯盐快堆闭式钍铀循环方案的大规模部署同样面临很多挑战,首先要解决的是现实钍铀循环所需的燃料233U来源缺少的难题,氯盐快堆由于能谱更硬,易裂变核素的裂变截面更小,因此,达到临界需要更多的初始易裂变核素装载量,这进一步加剧了233U的来源缺乏问题。本课题从氯盐快堆平衡态的增殖特性优化入手,采用混合智能算法在固定总功率条件下对平衡态的平衡增殖性能进行了优化,然后基于优化后的堆芯模型,利用目前可获得的点火燃料（富集铀和从压水堆乏燃料中分离得到的钚以及超铀）,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）两种过渡方式下研究了点火燃料类型、后处理速率等关键参数对氯盐快堆燃料中子学性能的影响,评估了各种循环方式的性能,并将其与氟盐快堆Th-U循环以及氯盐快堆的U-Pu循环的性能进行了全面对比,突出了氯盐快堆Th-U循环的特点。本文首先对氯盐快堆的关键问题进行研究,确定了氯盐快堆的预设计方案。通过计算分析确定选用中子经济性和增殖性能较好、价格便宜、来源广泛的NaCl作为氯盐快堆的基本载体盐;接着,分析了37Cl的富集度对于堆芯的增殖性能、安全性及有害物质的产生等的影响,并综合考虑富集成本与堆芯的中子学性能等,确定了选择富集度为97%的37Cl作为载体盐的阴离子。最后,通过计算分析确定了后处理过程中需要提取的裂变产物及后处理方式。本文对氯盐快堆的平衡态增殖性能进行了优化,完成了对于氯盐快堆的优化设计。首先,经过计算,确定了待优化的变量及其变化范围;接着,为了快速优化氯盐快堆的平衡态增殖性能,发展了一种混合自适应遗传退火算法,该算法结合了遗传算法的全局搜索能力以及模拟退火算法的局部搜索性能,并加入了自适应遗传算子,测试结果表明其较好的鲁棒性与搜索效率。然后,通过耦合HAGASA算法与熔盐堆平衡态快速搜索程序MESA及SCALE的临界计算模块,发展了熔盐堆堆芯平衡态快速优化程序,对MCFR进行了平衡态的增殖特性优化,得到了优化后的堆芯基本参量。本文基于优化的氯盐快堆模型,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）过渡模式与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究了其Th-U循环性能。在B&B过渡模式下,对后处理速率分别为20 L/day、40 L/day及200 L/day的氯盐快堆Th-U循环性能展开研究,为解决自然界中不存在Th-U循环所需的启堆燃料233U这一问题,采用LEU、Pu与TRU作为启堆燃料,通过在线添加233U与232Th的方式,实现纯的Th-U循环。研究结果表明:虽然9种模式下堆芯均能顺利过渡到纯的Th-U循环,但由于初期生产的233U无法满足临界需求,需要从外界加入233U以维持临界,LEU启堆模式所需外界补充的233U量最大,在20 L/day后处理速率下的需求量达到了约424 kg左右,这无疑增加了Th-U循环的实现难度。此外,不同启堆模式对应的堆芯燃料多普勒系数和燃料密度系数在整个200年运行过程中,均能维持负值,而总的温度反应系数均在-8 pcm/K以下,较好的保证了堆芯的安全性。在预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究结果表明:在慢速后处理条件下（40 L/day）,LEU的233U净产量与TRU与Pu启堆循环相当,平均年净产量约为565 kg,相应的倍增时间约为13年,但其“置换比”远小于TRU与Pu启堆,这意味着增殖相同质量的233U,需要消耗更多的易裂变燃料。当堆芯的燃料后处理速率超过85 L/day,LEU启堆的PB&B的循环模式将无法在200年的堆芯运行中始终保持临界,而对于TRU与Pu启堆模式,将后处理速率提升至300 L/day,其233U年产量约为928 kg与940 kg,倍增时间缩小至6.6年左右;最后,在B&B与PB&B过渡模式下,将氯盐快堆Th-U循环与氟盐快堆Th-U循环及氯盐快堆U-Pu循环在相同条件下进行了对比,结果表明:氯盐快堆在增殖性能、后处理要求、裂变产物及次锕系核素的积累量等方面均优于氟盐快堆,而氟盐快堆具有更大的缓发中子份额;氯盐快堆U-Pu循环相比于Th-U循环具有更大增殖比,更短的倍增时间,但其负温度反应系数绝对值及缓发中子份额更小,次锕系核素积累量更多,从而导致其放射性毒性等更强。
邓彬[6]（2020）在《熔盐快堆稳态核热耦合研究》文中认为熔盐堆作为第四代先进核能系统中唯一的液态燃料堆型,具有良好的固有安全性,中子经济性和在线添换料等优点。熔盐快堆无需石墨慢化剂,而且因其快中子谱的特点展现出相比于热堆更好的232Th-233U增殖和超铀核素嬗变能力,是众多熔盐堆当中最具潜力的堆型之一。熔盐快堆在运行过程中存在着中子物理、热工水力和结构材料应力等多物理场的相互作用,其中,中子物理与热工水力之间的相互耦合最为显着。因此,中子物理与热工水力的耦合研究对熔盐快堆设计和安全评估具有重要意义。首先,在熔盐快堆基准几何堆芯,靠近增殖区的堆芯壁面附近的燃料盐流动形成了一个严重的流动再循环区域,最终在该区域形成了局部高温,给材料的温度耐受能力带来了巨大的挑战。其次,在熔盐快堆的增殖区内,232Th在堆芯中子的辐照下会发生辐射俘获反应而释放能量,同时,该反应导致232Th转变为233U,使得该区域存在一个小的裂变份额。然而,该区域内由于裂变和中子俘获而累积的热量不能通过增殖区与堆芯之间的壁面被堆芯燃料盐带走,因此增殖区必须设计外部冷却系统进行冷却。本文以熔盐快堆为研究对象,基于python编程语言编写耦合代码,实现了蒙特卡罗中子输运程序OpenMC与计算流体力学软件OpenFOAM二者间的功率、温度和密度之间的数据交互,建立了一套适用于熔盐快堆的三维稳态核热耦合计算程序。同时,为获得堆芯内缓发中子先驱核的分布,本文基于OpenFOAM开发了一套适用于求解熔盐快堆缓发中子先驱核方程的求解器,实现了对湍流流动的燃料盐中缓发中子先驱核分布的模拟。基于该耦合程序,建立了熔盐快堆基准模型,对OpenMC与OpenFOAM收敛时间与计算精度进行了分析。研究了中子学区域划分数目和初始条件对keff、缓发中子先驱核浓度、燃料盐速度和温度分布的影响。根据研究结果,推荐了一套合理的中子学区域划分方法与数目,表明了耦合程序设定的不同初始条件对keff结果无影响。最后,通过与熔盐快堆基准结果的对比验证了耦合程序的正确性,表明该程序适用于熔盐快堆的稳态核热耦合分析。基于上述耦合程序,本文设计了三套不同的堆芯优化几何和三种不同数量的增殖区外部冷却回路方案,分别展开了中子物理与热工水力的耦合计算,来进一步开展对熔盐快堆优化模型的核热耦合研究。研究对比分析了三套不同堆芯几何的三维速度场、温度场和湍流粘度场,结果表明,通过将堆芯腔体上下壁面设计成弧线形可以消除堆芯中心靠近上下反射层的流动停滞区和热点。增殖区的研究结果显示,8根外部冷却管道,增殖区内总流率达到0.0555 m3?s-1时,可以获得设计上可接受的温度分布。
何龙[7]（2018）在《熔盐堆稳态和瞬态核热耦合模型建立及安全特性研究》文中认为液态燃料熔盐堆采用溶解了易裂变材料的高温熔融态熔盐作为核燃料,在安全性和中子经济性等方面具有显着优势,并在钍-铀增殖和超铀核废料嬗变等方面有潜在的应用。熔盐堆起源于上世纪50年代美国的橡树林实验室,并于2002年第四代核反应堆国际论坛上被选为六种优先发展的堆型之一。2011年,中国科学院启动国家先导科技专项“未来先进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”,专项致力于研发熔盐堆系统以实现钍资源高效利用。石墨慢化通道式熔盐堆是液态燃料熔盐堆的一种典型设计。该类型反应堆采用石墨作为慢化材料,堆芯由截面为六边形或四边形的石墨组件规则排布构成,燃料盐在各个组件的熔盐通道内流动并发生裂变反应。石墨慢化通道式熔盐堆与传统反应堆在堆芯热工水力学上有很大不同。首先,熔盐堆中的裂变功率主要沉积在液态熔盐中,并由燃料盐的自身流动带出堆芯,因此熔盐堆是一个燃料自冷却反应堆。由于中子和伽马射线的辐照,堆芯内石墨慢化材料中会沉积少量能量,这部分能量依赖熔盐带走,因此会发生慢化剂向燃料传热的现象。其次,由于燃料盐在组件的熔盐通道内沿轴向流动,不同组件内熔盐没有通过横向流动产生的质量、能量和动量交换,组件间热量传递依赖于石墨材料的热传导。考虑到熔盐有较高的沸点和较低的饱和蒸气压,通常情况下熔盐处于液相,因此在堆芯热工水力学分析上通常不需要考虑两相问题。由于缓发中子先驱核有较长的寿命,缓发中子先驱核（尤其是长寿命的）会随燃料的流动而发生迁移,这与固体燃料反应堆有本质区别。燃料盐流动会导致部分缓发中子先驱核流出堆芯,并在堆外衰变,从而导致堆芯内缓发中子的分布及份额发生变化。因此熔盐堆在中子动力学方面需要考虑缓发中子先驱核的流动效应。由于上述特殊性,传统固态燃料反应堆的分析程序已不适用于液态熔盐堆。本工作以石墨慢化通道式熔盐堆为研究对象,为该类型反应堆建立了新型三维热工水力学模型、堆芯稳态核热耦合程序、考虑缓发中子先驱核流动效应的中子动力学模型及瞬态分析模型。本文的主要研究内容包括:1)建立适用于石墨慢化通道式熔盐堆的新型堆芯三维热工水力学模型（3DTH）并验证其正确性。本文基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯热工水力学计算模型3DTH。该模型耦合了固体区域的三维热传导模型和通道内流体的一维模型,解决了并联多通道模型的限制,可以考虑组件间由于热传导产生的热交换,并实现了反射层的温度分布计算。通过对比RELAP5程序的计算结果,验证了3DTH模型的正确性。2)建立稳态核热耦合程序3DTH&SCALE,并用于2MW钍基熔盐堆的稳态分析。采用热工水力学模型3DTH和SCALE程序,基于功率分布、温度及密度分布等数据的交换,在MATLAB平台上实现了稳态核热耦合程序的开发。基于该核热耦合程序,分析了2MW钍基熔盐堆在正常运行和中心通道堵塞两种工况下堆芯内的流量分布、温度分布、keff及功率密度分布。采用收敛后的功率分布,分析了不同通道堵塞及外围熔盐层堵塞等状态下堆芯内的稳态温度分布和流量分配。3)建立瞬态分析模型3DTH&POINT和3DTH&3N,并用于模拟2MW钍基熔盐堆的瞬态特性。本文建立了考虑缓发中子先驱核流动效应的点堆中子动力学模型（POINT）和三维时空中子动力学模型（基于扩散理论,简称为3N）。通过耦合热工水力学模型3DTH建立了瞬态分析模型3DTH&POINT和3DTH&3N。点堆模型POINT和三维时空中子动力学模型3N均通过基准问题验证了其正确性。通过对MSRE基准问题的验证计算,验证了3DTH&POINT的正确性。通过对比3DTH&POINT和3DTH&3N在相同情况下的计算结果,验证了3DTH&3N模型的可靠性。应用3DTH&POINT,分析了2MW钍基熔盐堆在无保护下反应性引入、堆芯入口流量变化、Cold-slug瞬态和入口温度变化等扰动下的安全特性。由于3DTH&3N实现了三维热工与物理的耦合,模型适用于分析空间效应显着的瞬态,本文采用该模型分析了2MW钍基熔盐堆内不同位置及数目通道堵塞下的瞬态特性。本工作针对石墨慢化通道式熔盐堆建立了一种新型堆芯三维热工水力学模型3DTH。基于该热工水力学模型分别建立了稳态核热耦合程序3DTH&SCALE,和瞬态分析模型3DTH&POINT及3DTH&3N,并对模型的正确性开展了验证。以2MW钍基熔盐堆为研究对象,应用于上述模型分别分析了该堆的稳态及瞬态特性。本文建立的模型能够满足石墨慢化通道式熔盐堆的稳态核热耦合计算及瞬态分析的基本需求,对堆芯的工程设计具有重要的应用价值。
冀锐敏[8]（2018）在《FLiBe熔盐堆中光激中子的影响研究》文中研究指明缓发中子是反应堆得以控制的关键。通常来说,反应堆中的缓发中子就是裂变产物在衰变过程中所产生的中子,即裂变缓发中子。反应堆中裂变缓发中子绝对份额是由燃料类型所决定的,其有效份额则是由反应堆结构、材料、几何尺寸等共同决定。对于含有氘或者铍的反应堆而言,除上述裂变缓发中子外,裂变产物衰变过程中所释放的高能光子和D或者Be通过（γ,n）反应而产生的中子,即光激缓发中子,也是缓发中子的一部分,同样具有特别重要的意义。由于光激缓发中子的半衰期更长,含有光激缓发中子的反应堆动态惰性可能大很多,甚至光激缓发中子成为影响某些反应堆动态特性的主要因素。近年来,中国科学院上海应用物理研究所着眼于发展第四代先进核能系统,发起并主导了“钍基核能熔盐堆核能系统”先导专项,简称TMSR项目。该项目的近期目标为建造2 MWt钍基液态熔盐堆（简称TMSR-LF1）和10 MWt钍基固态熔盐堆（简称TMSR-SF1）。熔盐堆是近几年国际上重点研究的四代堆型候选之一,其在钍铀燃料循环、经济性、安全性、可持续性、小型化、防核扩散等多方面有显着的优点。依据燃料形态的不同,熔盐堆分为两种,液态燃料熔盐堆和固态燃料熔盐堆。氟锂铍熔盐（LiF-BeF2）因具有良好的中子物理性能而被诸多熔盐堆设计中广泛使用,如TMSR项目中的TMSR-SF1和TMSR-LF1。由于堆芯中含有大量的铍,考虑到缓发中子的特殊性,针对两种反应堆设计开展熔盐堆中光激中子的研究,分析其对于瞬态特性及其物理启动相关基本实验中的作用,对于确保熔盐堆的安全运行是很有必要的,在熔盐堆的工程实际应用中具有很重要的现实意义。本文首先回顾了熔盐堆的发展历程和现状,介绍了其他实验堆中光激中子相关的研究结果。由于各实验堆的堆芯构造差异较大,在光激缓发中子有效份额这一关键参数的计算过程中采用了不同的近似,光激中子产额有所不同,其作用和影响有一定差异。为充分考虑熔盐堆中光激中子这一特殊项,传统的、完全不考虑裂变过程中光子产生与消亡的中子物理计算模型不再适用,而需要使用中子和光子相互耦合的物理计算模型。本工作参考中子输运方程的建立过程,根据粒子守恒的基本原理,详细推导了更具普适性的中子-光子耦合输运方程,详细介绍了本工作中所使用的程序及版本信息以及数据库。随后,基于微扰理论和中子-光子耦合输运方程,详细推导了更具普适性的中子-光子耦合点堆方程,并给出了各点堆动力学参数的物理定义,并结合当前的反应堆计算软件,介绍了常用的点堆动力学参数求解的方法和各计算法方法所采用的近似。基于中子-光子耦合点堆方程,详细推导了反应堆周期、倒时方程等反应堆实验和控制中的关键基础关系式。本工作中,点堆动力学方程计算相关的部分采用程序MATLAB编程,主要基于MATLAB自带的库函数完成刚性较强的点堆动力学方程的求解。基于上述理论基础,以TMSR项目中的TMSR-SF1的简化模型,开展了点堆动力学参数的计算,重点使用两种不同的方法完成了光激缓发中子的有效份额计算,分析了光激中子对不同的瞬态过程的影响分析,包括临界判断、次临界判断、正反应性引入、负反应性引入,最后完成了光激缓发中子对反应性测量的影响分析,包括两种常用方法,周期法和逆动态方法。最后,基于TMSR-LF1的初期选型方案之一,重点研究了不同功率运行历史后,反应堆中内中子源强度的变化。由于液态燃料为大量的氟锂铍盐和锕系元素的混合,因此与传统的固态燃料反应堆不一样,液态燃料熔盐堆内（α,n）中子源和（γ,n）中子源均需要加以考虑。基于中子源强度,开展了功率运行之后进行无外源再启动的分析,结合燃料盐的流动效应,完成了光激中子和中子源对周期、反应性测量的影响分析。结果表明,对固态熔盐堆而言,当光激缓发中子先驱核达到饱和之后,在使用逆动态法测量反应性时,需要考虑光激缓发中子,否则反应性仪将给出误差较大的测量结果,甚至于错误的测量结果;在测量反应堆的周期时,光激缓发中子的存在会导致等待时间的增加,特别是所需测量的周期为长周期时。对于液体熔盐堆而言,经过较长时间的高功率运行之后,停堆后的一段时间内可以完成无外源再起堆;燃料盐的流动效应导致光激缓发中子有效份额的降低强于裂变缓发中子有效份额的降低;在周期测量时,中子源引起的等待时间增加更为明显,远超过光激缓发中子的作用。因此在实际实验中,应考虑消除中子源本底的方法。
万波[9]（2018）在《ADS零功率装置反应性监测技术实验研究》文中认为加速器驱动次临界系统（Accelerator Driven subcritical System,ADS）是嬗变反应堆乏燃料、降低核废料体积和放射性毒性、提高核资源利用率的有效手段。ADS作为一个反应堆系统,如何对它的次临界度进行在线监测是实现ADS安全稳定运行的关键问题。在ADS运行过程中,由于燃耗、温度反馈等效应将引起反应堆次临界度发生变化,实时监测反应堆反应性状态能够为加速器束流调节、反应性控制等操作提供参考依据,从而确保系统始终处于安全工况。因此开展反应堆反应性测量方法的探索是ADS研究的一个重要课题。本论文的主要工作是搭建一套反应堆中子学实验数据采集系统,验证跳源法、脉冲中子源法以及逆动态法等反应性测量方法在ADS工程中的应用,并且研究了空间效应对ADS深度次临界测量的影响。本文主要工作及研究结果如下:（1）针对反应堆中子学实验要求搭建一套数据采集系统,并对该套数据采集系统进行了相关实验测试。该系统基于NI-5772波形采集卡和NI PXIe6614计数器卡两种外设模块所搭建,并通过Lab VIEW平台开发了相应的数据采集程序。其中,NI-5772卡可以对探测器输出的脉冲波形进行数字化处理,而NI PXIe6614卡主要实现脉冲信号的计数功能。使用NI-5772采集卡研究液体闪烁体探测器的n-γ甄别性能,主要通过电荷比较法和过零时间法分析数字化脉冲波形,检验液闪探测器的n-γ分辨能力,测试结果表明两种波形处理方法都能很好地将中子信号和γ信号区别开,NI-5772采集卡性能稳定,满足实验测量需求。此外,使用NI PXIe6614计数器卡在启明星1#次临界装置上开展了跳源实验测量装置的次临界度,不同探测器位置处的测量结果表明启明星1#装置的系统有效增殖因子在0.98附近,与MCNP模拟计算值相对比,相对误差在0.5%以内,测量结果较好。（2）采用跳源法测量了启明星2#铅基堆分别装载1002根、986根以及970根燃料棒时的次临界度。测量结果在浅次临界条件下与MCNP模拟计算值基本一致,符合较好;随着次临界度加深,实验测量值与理论值之间的差异也越来越大,因此跳源法用于深次临界度测量时将遇到困难。（3）采用脉冲中子源法测量了铅基零功率装置keff=0.940.99范围内的四个次临界度,并通过拟合瞬发中子衰减常数（拟合α）法和瞬发中子-缓发中子面积比（面积比）法分析铅基堆的反应性数值。拟合α法测量结果在浅次临界条件下与理论值比较一致,对于深次临界情况,实验值与理论值之间差异明显,其中最大相对误差可达2.63%,不能满足反应性测量精度要求。结合MCNP模拟计算对拟合α法测量结果进行修正之后各个次临界度情况下不同位置处探测器的测量结果与理论值之间的相对误差均在0.5%以内,空间效应的影响得以消除。面积比法测量结果在深次临界堆芯结构情况下同样存在很强的空间效应,经过MCNP模拟计算修正之后实验值与理论值基本一致。研究结果表明脉冲中子源法是确定反应堆深次临界度的有效手段。（4）利用逆动态法监测反应堆运行过程中反应性的变化情况。启明星2#-铅基堆的初始次临界深度为-1310pcm,由逆动态法分析在该初始状态下不同控制棒插入堆芯前后系统次临界度实时变化情况,并从中提取出各个控制棒的反应性价值。由于控制棒插入堆芯之后引起反应堆中子通量密度分布形状发生改变,导致测量的结果与参考值之间的相对误差最大达到了23%。结合MCNP模拟计算修正形状函数变化带来的影响,发现实验值与参考值之间的误差明显减小;同时,对于小反应性引入,远离控制棒的位置处探测器受到空间效应的影响较小,直接使用逆动态法测量的结果与真实值比较一致,因此逆动态法可作为将来ADS反应性连续监测的一种备选方案。
张璐[10]（2018）在《启明星二号快热耦合铅堆装置的典型动力学过程研究》文中认为加速器驱动次临界系统（ADS）由加速器提供中高能质子,通过轰击散裂靶产生散裂中子驱动和维持次临界反应堆系统稳定的运行。次临界堆芯的固有安全特性和浅层次临界水平下能量放大的特征使得ADS系统在核废料嬗变和特殊燃料下产能方面具有潜在的应用价值。国内外针对ADS系统开展了广泛的研究,其中欧洲与中国的研究已进入工程化研究的阶段。相比临界反应堆系统,次临界的ADS系统在中子学特性方面存在着很多特殊性,其中ADS的中子动力学行为因外中子源项的引入和堆芯次临界特性,使其与临界状态下的动力学行为具有较大的差异,这种差异是ADS系统在启动、运行、控制和停堆的方案制订,瞬态响应特性,关键参数的实验技术等多方面内容研究的出发点。在ADS中子动力学行为的研究中,欧美、日本等国家开发了多款时空动力学分析程序用于模拟研究,此外在MUSE、YALINA、VENUS-F、KUCA等ADS零功率装置上开展了丰富的实验研究。国内近几年也开发了几款时空动力学程序,并建设了ADS零功率实验装置启明星二号,为进一步对ADS系统动力学行为的深入研究提供了良好的基础。本论文研究工作旨在实现如下目标:1.建立实体装置的时空动力学模拟研究方法;2.掌握外源驱动次临界堆芯的中子时空动力学特性;3.研究动力学行为对关键参数测量技术的影响;4.评估时空动力学模拟方法的可靠性。研究工作以中国科学院与中国原子能科学研究院共建的ADS零功率实验装置启明星二号中的铅堆装置为研究对象,对其典型的动力学过程进行了模拟研究和实验研究。基于西安交通大学开发的ADS瞬态分析程序DAISY对铅堆装置进行了确定论三维时空动力学的模拟研究。研究工作通过分析铅堆装置空间能谱特性进行区域划分,基于精细堆芯结构使用蒙特卡罗方法制作了较为准确的群常数和动力学参数,实现了复杂堆芯装置的确定论模型的建立。后续的稳态分析获得的有效增殖因子、控制体价值、中子通量空间分布、中子通量能群分布等关键参数与实验结果或蒙卡模拟结果符合较好,说明建立的确定论模型可准确可靠的还原装置的中子学特征。基于确定论模型,对铅堆装置在临界状态和次临界状态下的典型动力学过程进行了模拟,并结合模拟结果对主要反应性测量技术进行了评估。模拟研究掌握了临界状态提棒升功率过程和落棒降功率过程的动力学特性,外源驱动次临界系统中断源过程、Beam-Trip过程、不同控制体反应性引入过程的时空动力学特性。除上述特性,还获得如下重要结论:1.动力学响应的时空差异对周期法测量反应性无明显影响,时空差异将导致落棒法测量反应性价值时出现明显差异。计数器2获得的2号安全棒价值偏大近13%,位置1处得到的棒价值偏大近37%。2.如能准确的测量断源过程中的动力学行为,在深层次临界下,有望得到比实际反应性偏大600pcm左右的实验结果,属于工程可接受范围。3.BeamTrip实验测量反应性的两种方法中,瞬发中子衰减常数法受时空动力学效应影响较难确认合适的拟合函数,比值法测量简单且结果更为精确。同时给出了比值法取值时刻选取方法和时空效应引发的差异,可用于结果的修正。4.通过反应性引入过程的时空动力学响应行为,给出了采用改进源倍增法测量反应性的修正因子,同时评估了改进源倍增法在反应性监测过程中的适用性,结果显示当堆芯有效增殖因子≤0.97时,缓发中子项影响较小,可用改进源倍增法进行反应性的监测。在启明星二号铅堆装置上,针对外源驱动次临界状态下,外源跳出过程和反应性引入过程开展了初步的实验研究。通过实验的方法掌握了有源次临界状态下动力学的响应行为。对比实验结果和模拟结果得到如下重要结论:1.跳源实验的结果与模拟结果符合较好,说明确定论方法模拟源效应引发的动力学过程的可靠性。2.反应性引入实验的响应行为与模拟结果呈现一致规律,说明确定论程序可定性的反应动力学响应行为。但受确定论方法的限制,具体变化幅度和空间特性方面存在着一定的差异。建议后续在较深次临界水平下,将外源放置在活性区中心附近开展实验研究,以进一步的准确性和可靠性评估。论文建立了可靠的铅堆装置确定论分析模型,建模方法可为后续相关工作提供参考。通过模拟和实验研究详细的掌握了外源驱动次临界堆芯的时空动力学响应行为,并对次临界装置反应性测量的几类主要方法进行了评估,可为后续的铅堆实验的开展,ADS设计分析工作提供了重要参考数据。初步评估了确定论程序和方法的可靠性,对Ci ADS的工程阶段的核设计工作提供了支持。
二、考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式（论文提纲范文）
（1）基于物理热工耦合的通道式熔盐堆动力学分析方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 主要符号说明 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史及现状 |
| 1.1.2 熔盐堆动力学特性 |
| 1.2 熔盐堆动力学分析研究现状 |
| 1.2.1 熔盐堆动力学计算方法 |
| 1.2.2 熔盐堆动力学分析程序 |
| 1.3 主要研究内容与组织结构 |
| 第2章 熔盐堆稳态分析模型 |
| 2.1 组件少群参数 |
| 2.1.1 组件计算程序 |
| 2.1.2 组件均匀化方法 |
| 2.1.3 组件均匀化参数拟合 |
| 2.2 熔盐堆中子扩散理论 |
| 2.3 四阶多项式节块展开法 |
| 2.3.1 横向积分方程 |
| 2.3.2 中子通量的空间近似 |
| 2.3.3 横向泄漏项的拟合近似 |
| 2.3.4 节块展开法计算流程 |
| 2.4 缓发中子先驱核稳态计算方法 |
| 2.5 共轭通量计算方法 |
| 2.6 稳态热工水力学模型及计算方法 |
| 2.6.1 并联多通道模型的导出 |
| 2.6.2 熔盐控制方程的求解 |
| 2.6.3 石墨热传导方程的求解 |
| 2.6.4 上下腔室计算模型 |
| 2.7 熔盐堆稳态计算流程 |
| 2.8 本章总结 |
| 第3章 熔盐堆动力学分析模型 |
| 3.1 中子动力学模型 |
| 3.1.1 基于指数变换的熔盐堆中子动力学计算方法 |
| 3.1.2 缓发中子先驱核瞬态计算方法 |
| 3.1.3 中子动力学计算流程 |
| 3.1.4 控制棒尖齿效应的修正 |
| 3.1.5 熔盐堆动态反应性模型 |
| 3.2 瞬态热工水力学模型及计算方法 |
| 3.2.1 瞬态燃料盐控制方程数值解法 |
| 3.2.2 瞬态石墨导热方程数值解法 |
| 3.2.3 上下燃料腔室瞬态计算模型 |
| 3.2.4 瞬态热工水力学计算流程 |
| 3.3 熔盐堆动力学计算流程 |
| 3.4 本章总结 |
| 第4章 熔盐堆动力学分析程序的数值验证 |
| 4.1 组件程序验证 |
| 4.2 中子动力学求解器验证 |
| 4.2.1 稳态基准问题 |
| 4.2.2 瞬态基准问题 |
| 4.3 熔盐堆物理热工耦合模型验证 |
| 4.3.1 MSRE堆芯建模 |
| 4.3.2 DNP损失、有效增殖因数和温度反应性系数 |
| 4.3.3 最热通道内的燃料盐与石墨温度分布 |
| 4.3.4 有保护启停泵事故 |
| 4.3.5 自然对流实验 |
| 4.4 对MSRE的进一步稳态与瞬态分析 |
| 4.4.1 额定工况下堆芯中子学与热工水力学参数的三维分布 |
| 4.4.2 堆芯入口燃料流速和温度对稳态中子学特性的影响 |
| 4.4.3 燃料堆外流动时间和功率水平对稳态中子学特性的影响 |
| 4.4.4 无保护启停泵事故 |
| 4.4.5 堆芯入口过冷与热阱丧失事故 |
| 4.5 本章总结 |
| 第5章 2 MWth熔盐实验堆动力学分析 |
| 5.1 钍基熔盐实验堆TMSR-LF简介 |
| 5.2 TMSR-LF的稳态特性 |
| 5.2.1 额定工况下的中子学与热工水力学参数及其分布 |
| 5.2.2 功率峰因子与温度反应性系数 |
| 5.2.3 燃料流动对有效缓发中子份额的影响 |
| 5.3 燃料泵行为引起的瞬态 |
| 5.3.1 零功率下有保护启泵瞬态 |
| 5.3.2 额定功率下无保护停泵瞬态 |
| 5.4 熔盐入口温度变化引起的瞬态 |
| 5.4.1 零功率下入口过冷瞬态 |
| 5.4.2 零功率下入口过热瞬态 |
| 5.4.3 额定功率下入口过冷瞬态 |
| 5.4.4 额定功率下入口过热瞬态 |
| 5.5 提棒事故(反应性引入)引起的瞬态 |
| 5.5.1 不同质量流量下的提棒瞬态 |
| 5.5.2 不同功率水平下的提棒瞬态 |
| 5.5.3 不同弹起高度下的提棒瞬态 |
| 5.6 本章总结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 主要结论 |
| 6.2 论文创新点 |
| 6.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 附录 A 三维四阶节块展开法的响应矩阵 |
| 附录 B 基准问题描述 |
| B.1 熔盐堆组件基准题 |
| B.2 IAEA3D基准题 |
| B.3 DVP BWR基准题 |
| B.4 二维TWIGL基准题 |
| B.5 三维LMW基准题 |
| B.6 三维LRA基准题 |
| 附录 C 程序使用方法简介与输入卡示例 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（2）熔盐堆系统分析程序TREND的扩展及验证（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 熔盐堆发展历史及研究现状 |
| 1.3 熔盐堆瞬态分析工具 |
| 1.3.1 ORNL分析模型 |
| 1.3.2 GENFLOW |
| 1.3.3 Cinfs1D |
| 1.3.4 DYN1D-MSR |
| 1.3.5 RELAP5 MOD4.0 |
| 1.3.6 TREND程序简介 |
| 1.4 本文研究内容 |
| 第2章 熔盐堆系统瞬态分析程序数学物理模型 |
| 2.1 中子计算模块 |
| 2.1.1 点堆模型 |
| 2.1.2 扩展——一维两群中子模型 |
| 2.1.3 熔盐堆缓发中子先驱核守恒方程 |
| 2.2 水力学模块 |
| 2.2.1 单相流流体守恒方程 |
| 2.2.2 扩展——支点部件 |
| 2.3 热构件模块 |
| 2.3.1 扩展——二维导热模型 |
| 2.3.2 不同边界条件的数值离散形式 |
| 2.3.3 热构件与水力学部件耦合 |
| 2.4 中子模块与热工水力耦合方式 |
| 2.5 系统控制模型 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 程序的验证 |
| 3.1 流体动力学模块 |
| 3.2 热构件模块 |
| 3.3 MSRE实验验证 |
| 3.3.1 MSRE系统简介 |
| 3.3.2 缓发中子先驱核流失验证 |
| 3.3.3 停泵启泵实验 |
| 3.3.4 MSRE自然循环实验确认 |
| 3.3.5 功率提升实验 |
| 第4章 石墨通道式熔盐堆瞬态分析 |
| 4.1 液态堆系统模型 |
| 4.1.1 堆芯模型 |
| 4.1.2 换热器模型 |
| 4.1.3 管路模型 |
| 4.1.4 设计参数 |
| 4.2 单参数扰动分析 |
| 4.2.1 反应性引入 |
| 4.2.2 一回路流量变化 |
| 4.2.3 二回路流量变化 |
| 4.2.4 负荷变化 |
| 4.3 反应性引入事故分析 |
| 4.3.1 阶跃反应性引入分析 |
| 4.3.2 线性反应性引入分析 |
| 4.3.3 相同速率线性引入不同反应性 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 SF0 非能动余热排出系统排热能力研究 |
| 5.1 SF0 非能动余排试验台架 |
| 5.2 SF0 余排系统模型 |
| 5.2.1 传热模型 |
| 5.2.2 阻力模型 |
| 5.3 SF0 余排系统阻力实验 |
| 5.4 SF0 余排系统非能动排热能力验证 |
| 5.4.1 不同堆容器壁面温度下的排热能力分析 |
| 5.4.2 不同环境温度排热能力分析 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 硝酸盐回路实验分析 |
| 6.1 HTS系统简介 |
| 6.2 HTS实验结果分析 |
| 6.2.1 稳态实验 |
| 6.2.2 功率突变 |
| 6.2.3 流量突变 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 发表文章及获奖情况 |
（3）基于中子诱发锕系元素核裂变的二维断点理论的研究及裂变TPC探测器的研制（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 原子核裂变 |
| 1.1.1 核裂变的简介 |
| 1.1.2 核裂变理论模型 |
| 1.1.3 核裂变的实验现状 |
| 1.2 基于GEM工艺的裂变TPC探测器的研究现状 |
| 1.2.1 GEM探测技术 |
| 1.2.2 TPC探测器的研究现状 |
| 1.2.3 基于GEM工艺TPC探测器的研究现状 |
| 1.2.4 裂变TPC探测器最新进展 |
| 1.3 论文的研究目的及研究内容 |
| 1.3.1 研究目的 |
| 1.3.2 研究内容 |
| 第二章 基于二维断断点模型的核裂变理论研究 |
| 2.1 核裂变过程的理论建模 |
| 2.1.1 双核系统 |
| 2.1.2 驱动势 |
| 2.1.3 裂变过程的建模过程 |
| 2.2 简化二维断点模型的理论框架 |
| 2.3 简化的二维断点模型计算结果 |
| 2.3.1 驱动势对裂变碎片产额的影响 |
| 2.3.2 弥散宽度对裂变碎片产额的影响 |
| 2.3.3 裂变碎片的电荷和质量分布 |
| 2.3.4 同中子素的裂变产额 |
| 2.3.5 热中子诱发~(239)Pu的裂变碎片产额 |
| 2.3.6 总动能分布 |
| 2.4 断点模型的未来研究方向 |
| 2.5 本章小节 |
| 第三章 低气压裂变TPC探测器的物理过程 |
| 3.1 气体探测器工作原理 |
| 3.1.1 带电粒子在气体中的电离 |
| 3.1.2 电子和离子的漂移和扩散 |
| 3.1.3 气体中负离子的形成和离子的复合过程 |
| 3.1.4 外加电场与收集的粒子之间的关系 |
| 3.2 低气压裂变TPC探测器结构设计 |
| 3.2.1 低气压控制系统 |
| 3.2.2 基于GEM工艺的裂变TPC探测系统设计 |
| 3.2.3 1664路后端电子学读出系统设计 |
| 3.2.4 缓发γ辅助测量系统 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 低气压裂变TPC探测器前期安装与测试 |
| 4.1 数据获取系统的软硬件级联调试 |
| 4.2 常气压下裂变TPC的测试 |
| 4.2.1 探测器的搭建 |
| 4.2.2 X射源对探测器性能测试 |
| 4.3 低气压下裂变TPC的测试 |
| 4.3.1 实验仪器的搭建 |
| 4.3.2 利用X射源对探测器进行性能测试 |
| 4.3.3 探测器对α粒子的径迹测试 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录一: 5MeV的中子诱发~(238)U的部分裂变产物的缓发γ射线衰变几率(仅仅给出计数大于600的数据) |
| 附录二:闪烁体探测器几何接受度的数学推导 |
| 附录三:几种核素放出的特征γ射线 |
| 附录四:PCB读出电极与ADC通道数的一一对应关系表 |
| 在学期间的研究成果 |
| 致谢 |
（4）钠冷快堆系统分析程序FASYS的验证与确认（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 选题背景 |
| 1.1.2 FASYS程序 |
| 1.1.3 验证与确认(V&V) |
| 1.2 相关研究现状 |
| 1.2.1 SAM程序的验证与确认 |
| 1.2.2 PROTEUS程序的验证与确认 |
| 1.2.3 CATHARE程序的验证 |
| 1.2.4 国家核安全局法规(导则) |
| 1.3 FASYS程序验证与确认实施方案 |
| 1.3.1 FASYS程序需求及开发的验证与确认 |
| 1.3.2 FASYS程序功能与性能的验证与确认 |
| 1.3.3 FASYS程序适宜性的验证与确认 |
| 1.4 本文工作 |
| 第二章 FASYS程序需求及开发的验证与确认 |
| 2.1 可追踪性分析和程序结构、模型及程序设计的需求评估 |
| 2.2 接口分析 |
| 2.3 现象识别与排序表的开发 |
| 2.3.1 PIRT问题:定义需要PIRT过程的问题 |
| 2.3.2 PIRT目的:定义PIRT的具体目的 |
| 2.3.3 事故场景:定义电厂硬件及事故场景 |
| 2.3.4 评价标准:定义评价标准 |
| 2.3.5 认知基础:鉴定、汇总、审查目前的知识基础 |
| 2.3.6 识别现象:鉴定可能出现的现象 |
| 2.3.7 重要性分级:对现象进行重要性分级 |
| 2.3.8 认知水平分级:评估对于现象所具有的知识水平 |
| 2.3.9 PIRT文档化:PIRT结果的文档化 |
| 2.4 100%额定功率下调节棒的非规定位移事故(平衡态末期)的PIRT |
| 2.4.1 事故描述 |
| 2.4.2 事故序列 |
| 2.4.3 阶段划分 |
| 2.4.4 过程描述 |
| 2.4.5 PIRT结果 |
| 2.5 数据库与验证矩阵的建立 |
| 2.6 小结 |
| 第三章 FASYS程序功能与性能的验证与确认 |
| 3.1 单元测试 |
| 3.2 集成测试与功能测试 |
| 3.3 系统测试 |
| 3.4 小结 |
| 第四章 FASYS程序适宜性的验证与确认之分离效应测试 |
| 4.1 中子动力学模型验证 |
| 4.2 衰变热计算模型验证 |
| 4.3 堆芯热工模型验证 |
| 4.4 水力模型验证 |
| 4.5 小结 |
| 第五章 FASYS程序适宜性的验证与确认之整体效应测试 |
| 5.1 EBR-II基准题 |
| 5.1.1 EBR-II结构 |
| 5.1.2 EBR-II基准题结果 |
| 5.2 EBR-II SHRT-17 试验 |
| 5.2.1 SHRT-17 建模过程 |
| 5.2.2 SHRT-17 程序解与试验值对比 |
| 5.2.3 FASYS程序预测 |
| 5.3 EBR-II SHRT-45R试验 |
| 5.3.1 SHRT-45R建模过程 |
| 5.3.2 SHRT-45R程序解与试验值对比 |
| 5.3.3 FASYS程序预测 |
| 5.4 小结 |
| 第六章 全文总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（5）氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 熔盐堆发展历程与研究现状 |
| 1.2.1 氟盐堆研究历史与现状 |
| 1.2.2 氟盐与氯盐性能对比 |
| 1.2.3 氯盐堆发展历史及研究现状 |
| 1.3 钍铀燃料循环 |
| 1.3.1 钍铀循环的优势 |
| 1.3.2 钍资源利用历史与现状 |
| 1.3.3 钍铀循环面临的挑战 |
| 1.4 本文研究内容及目标 |
| 第2章 熔盐堆燃耗计算方法 |
| 2.1 TMCBurnup与 MESA程序介绍 |
| 2.1.1 TMCBurnup程序介绍 |
| 2.1.2 MESA程序介绍 |
| 2.2 内部模块介绍 |
| 2.2.1 SCALE6.1模块介绍 |
| 2.2.2 MODEC计算方法 |
| 2.3 TMCBurnup程序与MESA程序验证 |
| 2.3.1 MSFR模型介绍 |
| 2.3.2 TMCBurnup程序验证 |
| 2.3.3 MESA平衡态快速搜索程序验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 氯盐快堆初步设计方案研究 |
| 3.1 MCFR几何结构模型 |
| 3.2 氯盐快堆载体盐的选择 |
| 3.2.1 单盐性能对比 |
| 3.2.2 备选载体盐性能分析 |
| 3.3 ~(37)Cl富集度分析及选择 |
| 3.3.1 初始临界下~(37)Cl丰度影响 |
| 3.3.2 ~(37)Cl富集度在燃耗过程中的影响 |
| 3.4 后处理模式选择 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.1 优化参量的选择 |
| 4.1.1 堆芯几何对增殖性能的影响 |
| 4.1.2 堆芯功率密度对增殖性能的影响 |
| 4.1.3 后处理速率对增殖性能的影响 |
| 4.2 混合自适应遗传退火算法开发 |
| 4.2.1 遗传算法介绍 |
| 4.2.2 传统的模拟退火算法 |
| 4.2.3 混合自适应遗传退火算法(HAGASA) |
| 4.3 HAGASA算法性能测试 |
| 4.3.1 在连续纯数值函数中的验证 |
| 4.3.2 在AHTR堆芯功率展平上的验证 |
| 4.3.3 在WWER-1000反应堆换料验证 |
| 4.3.4 HAGASA测试结果总结 |
| 4.4 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.4.1 熔盐堆平衡态优化程序介绍 |
| 4.4.2 目标函数确定 |
| 4.4.3 氯盐快堆平衡态性能优化 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 B&B过渡模式下氯盐快堆Th-U循环中子学性能研究 |
| 5.1 B&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 5.1.1 堆芯能谱及能谱因子 |
| 5.1.2 堆芯核素演化 |
| 5.1.3 堆芯增殖性能研究 |
| 5.1.4 安全特性研究 |
| 5.1.5 放射性分析 |
| 5.2 不同堆型不同燃料循环方式下的中子学参数对比 |
| 5.2.1 初始临界分析 |
| 5.2.2 增殖性能 |
| 5.2.3 安全特性 |
| 5.2.4 放射性分析 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 PB&B过渡模式下氯盐快堆Th-U增殖中子学性能研究 |
| 6.1 PB&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 6.1.1 核素质量流 |
| 6.1.2 堆芯核素演化 |
| 6.1.3 增殖性能分析 |
| 6.1.4 安全参数分析 |
| 6.1.5 放射性分析 |
| 6.2 不同堆型不同循环方式的中子学参数分析 |
| 6.2.1 能谱演化 |
| 6.2.2 增殖性能对比 |
| 6.2.3 安全参数对比 |
| 6.2.4 放射性分析 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 论文创新点 |
| 7.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（6）熔盐快堆稳态核热耦合研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 核能与熔盐堆历史发展 |
| 1.2 熔盐快堆核热耦合研究现状 |
| 1.2.1 熔盐快堆简介 |
| 1.2.2 熔盐快堆核热耦合研究进展 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 第2章 计算模型与计算工具 |
| 2.1 中子学模型 |
| 2.1.1 蒙特卡罗方法简介 |
| 2.1.2 蒙特卡罗方法与中子输运模拟 |
| 2.1.3 缓发中子先驱核对流扩散方程 |
| 2.1.4 OpenMC程序介绍 |
| 2.2 热工水力学模型 |
| 2.2.1 流体控制方程与Boussinesq近似原理 |
| 2.2.2 RANS方法与k-ε湍流模型 |
| 2.2.3 近壁面流动与壁面函数 |
| 2.2.4 OpenFOAM程序介绍 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 耦合程序开发及验证 |
| 3.1 耦合程序原理 |
| 3.1.1 OpenFOAM自定义求解器的开发 |
| 3.1.2 耦合计算流程 |
| 3.1.3 泵与换热器的模拟 |
| 3.1.4 网格对应与源项加载 |
| 3.1.5 截面更新 |
| 3.2 耦合程序验证 |
| 3.2.1 熔盐快堆基准模型简介 |
| 3.2.2 收敛时间与计算精度的分析 |
| 3.2.3 中子学区域划分验证 |
| 3.2.4 初始无关性验证 |
| 3.2.5 计算结果验证 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 熔盐快堆优化模型稳态核热耦合分析 |
| 4.1 堆芯优化设计 |
| 4.1.1 堆芯优化几何模型 |
| 4.1.2 堆芯流场与温度场 |
| 4.2 增殖区稳态核热耦合分析 |
| 4.2.1 共轭传热初步分析 |
| 4.2.2 增殖区核热耦合计算几何模型 |
| 4.2.3 增殖区流场与温度场 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 5.1 论文工作总结 |
| 5.2 论文工作展望 |
| 参考文献 |
| 附录 A 蒙特卡罗方法求解概率与期望值 |
| 附录 B 积分形式的中子输运方程Neumann级数解的推导 |
| 附录 C 壁面函数法的“桥梁关系” |
| 附录 D 物理量一览表 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（7）熔盐堆稳态和瞬态核热耦合模型建立及安全特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 熔盐堆的发展历史 |
| 1.3 石墨慢化通道式熔盐堆的物理热工耦合分析工具 |
| 1.3.1 稳态分析方法和工具 |
| 1.3.2 瞬态分析工具 |
| 1.4 本文研究内容 |
| 第2章 热工水力学模型及稳态核热耦合程序 |
| 2.1 三维堆芯热工水力学模型3DTH |
| 2.1.1 物理模型 |
| 2.1.2 流量分配计算方法 |
| 2.1.3 3DTH模型建立 |
| 2.2 3DTH模型验证 |
| 2.2.1 稳态验证 |
| 2.2.2 瞬态验证 |
| 2.3 三维核热耦合程序 |
| 第3章 瞬态分析模型 |
| 3.1 点堆中子动力学方程 |
| 3.1.1 现有液态燃料熔盐堆的点堆中子动力学模型 |
| 3.1.2 点堆中子动力学模型-POINT |
| 3.2 时空多群中子扩散模型-3N |
| 3.3 瞬态分析模型 |
| 3.3.1 瞬态分析模型-3DTH&POINT |
| 3.3.2 瞬态分析模型-3DTH&3N |
| 3.4 求解器验证 |
| 3.4.1 点堆方程求解器正确性验证 |
| 3.4.2 中子扩散方程稳态及瞬态求解器正确性验证 |
| 3.5 MSRE基准问题验证 |
| 3.5.1 零功率启泵和停泵实验验证 |
| 3.5.2 自然循环实验验证 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 2MW钍基熔盐堆稳态核热耦合分析 |
| 4.1 2MW钍基熔盐堆 |
| 4.2 稳态核热耦合计算 |
| 4.2.1 正常运行工况下稳态核热耦合计算 |
| 4.2.2 中心通道部分堵塞情况下稳态核热耦合计算 |
| 4.3 堵塞情况下堆芯稳态温度分析 |
| 4.3.1 通道堵塞 |
| 4.3.2 外围熔盐层堵塞 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 2MW钍基熔盐堆瞬态分析 |
| 5.1 基于3DTH&POINT的瞬态分析 |
| 5.1.1 额定流速下有效缓发中子份额 |
| 5.1.2 反应性引入 |
| 5.1.3 失流 |
| 5.1.4 流量增加 |
| 5.1.5 Cold-slug |
| 5.1.6 堆芯入口温度过冷 |
| 5.1.7 堆芯入口温度过热 |
| 5.2 基于3DTH&3N的瞬态分析 |
| 5.2.1 额定功率下初始稳态 |
| 5.2.2 堆芯中心单个通道堵塞 |
| 5.2.3 堆芯中心区域多个通道堵塞 |
| 5.2.4 堆芯边缘通道堵塞 |
| 5.2.5 零功率下无保护启泵 |
| 5.2.6 零功率下无保护停泵 |
| 5.3 3DTH&POINT与3DTH&3N对比 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录A RELAP5输入卡 |
| 附录B 基准题简介 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（8）FLiBe熔盐堆中光激中子的影响研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 熔盐堆发展历程 |
| 1.3 光激中子研究概况 |
| 1.3.1 核裂变过程与光激中子 |
| 1.3.2 国内外研究概况 |
| 1.4 研究内容与技术路线 |
| 1.4.1 研究意义与研究内容 |
| 1.4.2 技术路线与论文结构 |
| 第2章 中子-光子耦合输运理论 |
| 2.1 中子/光子耦合模型 |
| 2.1.1 中子守恒方程 |
| 2.1.2 光子守恒方程 |
| 2.1.3 中子-光子耦合输运方程 |
| 2.2 稳态中子-光子耦合输运方程 |
| 2.3 输运方程的求解 |
| 2.3.1 蒙特卡罗方法和程序 |
| 2.3.2 确定论方法和程序 |
| 2.3.3 燃耗计算和程序 |
| 2.4 中子-光子耦合输运基准题 |
| 第3章 点堆中子-光子耦合动力学方程 |
| 3.1 微扰理论 |
| 3.2 点堆中子-光子耦合动力学方程 |
| 3.3 点堆动力学参数的求解 |
| 3.3.1 有效裂变缓发中子份额 |
| 3.3.2 中子代时间 |
| 3.3.3 有效光激缓发中子份额 |
| 3.4 点堆动力学方程的求解 |
| 3.4.1 阶跃扰动与反应堆周期 |
| 3.4.2 反应性实时测量 |
| 第4章 固态燃料熔盐堆 |
| 4.1 模型简介 |
| 4.1.1 蒙特卡罗方法计算模型 |
| 4.1.2 确定论方法计算模型 |
| 4.2 基本结果校核 |
| 4.3 点堆动力学参数 |
| 4.3.1 光激缓发中子份额 |
| 4.3.2 裂变缓发中子份额 |
| 4.3.3 中子代时间 |
| 4.4 瞬态特性分析 |
| 4.4.1 临界判断 |
| 4.4.2 次临界判断 |
| 4.4.3 正反应性引入 |
| 4.4.4 负反应性引入 |
| 4.5 反应性测量的影响分析 |
| 4.5.1 周期测量的影响 |
| 4.5.2 逆动态方法的影响 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 液态燃料熔盐堆 |
| 5.1 模型简介 |
| 5.2 内中子源计算 |
| 5.2.1 计算原理 |
| 5.2.2 计算步骤 |
| 5.2.3 内中子源强度 |
| 5.2.4 无外源再启动分析 |
| 5.3 瞬态特性分析 |
| 5.3.1 动力学参数 |
| 5.3.2 临界判断 |
| 5.3.3 阶跃扰动与反应堆周期 |
| 5.4 周期测量的影响 |
| 5.4.1 燃料盐流动的影响 |
| 5.4.2 中子源的影响 |
| 5.5 逆动态方法的影响 |
| 5.5.1 中子源的影响 |
| 5.5.2 燃料盐流动的影响 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录：基准题一 |
| 附录：基准题二 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（9）ADS零功率装置反应性监测技术实验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 ADS研究背景 |
| 1.2 ADS反应性测量技术研究的意义 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.4 论文主要研究内容 |
| 第2章 反应堆反应性测量原理及方法 |
| 2.1 跳源法 |
| 2.1.1 微分法原理 |
| 2.1.2 积分法原理 |
| 2.2 脉冲中子源法 |
| 2.2.1 面积比方法 |
| 2.2.2 拟合-α 方法 |
| 2.3 逆动态法监测反应堆反应性变化 |
| 第3章 次临界装置中子学模拟研究 |
| 3.1 中子输运理论 |
| 3.2 反应堆keff的计算 |
| 3.3 缓发中子有效份额 βeff |
| 3.4 中子有效代时间 |
| 3.4.1 微扰法原理 |
| 3.4.2 MCNP模拟计算结果 |
| 第4章 反应性监测数据采集系统搭建 |
| 4.1 PXI系统简介 |
| 4.2 脉冲波形数字化采集系统 |
| 4.3 NI-PXIe6614计数器卡 |
| 4.3.1 数据采集原理 |
| 4.3.2 反应堆实验采集程序 |
| 4.4 数据采集系统性能测试 |
| 4.4.1 基于NI-5772 采集卡研究液闪探测器n-γ 甄别性能 |
| 4.4.2 NI-PXIe6614计数器卡测试 |
| 第5章 铅基零功率装置反应性测量实验研究 |
| 5.1 铅基零功率实验装置介绍 |
| 5.2 确定测量系统死时间 |
| 5.3 跳源法测量铅基堆次临界度 |
| 5.3.1 实验布置 |
| 5.3.2 数据处理和分析 |
| 5.3.3 跳源实验小结 |
| 5.4 脉冲中子源法测量铅基堆次临界度 |
| 5.4.1 脉冲中子源实验布置 |
| 5.4.2 拟合 α 法分析次临界度 |
| 5.4.3 面积比A_p/A_d分析次临界度 |
| 5.4.4 PNS实验小结 |
| 5.5 逆动态法监测控制棒变化过程中次临界度变化 |
| 5.5.1 测量原理 |
| 5.5.2 实验内容 |
| 5.5.3 控制棒反应性价值测量结果 |
| 5.5.4 空间效应修正 |
| 5.5.5 逆动态实验小结 |
| 第6章 结论和展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（10）启明星二号快热耦合铅堆装置的典型动力学过程研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 ADS技术概述 |
| 1.2 ADS次临界堆中子动力学问题 |
| 1.3 ADS动力学程序发展现状 |
| 1.4 ADS零功率装置研究现状 |
| 1.5 本论文研究目标、内容与结构 |
| 第2章 启明星二号铅堆装置的确定论模型 |
| 2.1 启明星二号铅堆装置介绍 |
| 2.2 确定论模拟方法介绍 |
| 2.2.1 群常数与动力学参数的制作 |
| 2.2.2 输运计算几何模型的构建 |
| 2.2.3 稳态输运计算与动力学分析 |
| 2.3 铅堆装置确定论模型 |
| 2.3.1 几何区域划分 |
| 2.3.2 群常数及动力学参数的制作 |
| 2.3.3 能群结构划分 |
| 2.3.4 几何模型与网格划分 |
| 2.4 小结 |
| 第3章 铅堆装置稳态参数的确定论分析 |
| 3.1 集总临界参数模拟分析 |
| 3.1.1 有效增殖因子 |
| 3.1.2 积分控制体价值 |
| 3.2 通量分布比较 |
| 3.2.1 轴向通量分布比较 |
| 3.2.2 径向通量分布比较 |
| 3.3 能群分布比较 |
| 3.4 小结 |
| 第4章 铅堆装置动力学过程的模拟研究 |
| 4.1 临界相关动力学过程 |
| 4.1.1 提棒升功率过程 |
| 4.1.2 落棒降功率过程 |
| 4.2 次临界源变化相关动力学过程 |
| 4.2.1 外源跳出动力学过程 |
| 4.2.2 Beam-Trip动力学过程 |
| 4.3 次临界反应性引入动力学过程 |
| 4.3.1 负反应性快速引入过程 |
| 4.3.2 正反应性缓慢引入过程 |
| 4.4 小结 |
| 第5章 次临界状态下动力学响应行为的初步实验研究 |
| 5.1 实验内容介绍 |
| 5.2 跳源实验结果与分析 |
| 5.3 反应性引入实验结果与分析 |
| 5.3.1 安全块升降实验结果分析 |
| 5.3.2 1号安全棒升降实验结果分析 |
| 5.3.3 双安全棒升降实验结果分析 |
| 5.3.4 汇总分析 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
四、考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式（论文参考文献）
- [1]基于物理热工耦合的通道式熔盐堆动力学分析方法研究[D]. 崔勇. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [2]熔盐堆系统分析程序TREND的扩展及验证[D]. 余文. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [3]基于中子诱发锕系元素核裂变的二维断点理论的研究及裂变TPC探测器的研制[D]. 魏康. 兰州大学, 2021(09)
- [4]钠冷快堆系统分析程序FASYS的验证与确认[D]. 袁培. 上海交通大学, 2020(01)
- [5]氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究[D]. 何燎原. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [6]熔盐快堆稳态核热耦合研究[D]. 邓彬. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [7]熔盐堆稳态和瞬态核热耦合模型建立及安全特性研究[D]. 何龙. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2018(07)
- [8]FLiBe熔盐堆中光激中子的影响研究[D]. 冀锐敏. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2018(07)
- [9]ADS零功率装置反应性监测技术实验研究[D]. 万波. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2018(01)
- [10]启明星二号快热耦合铅堆装置的典型动力学过程研究[D]. 张璐. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2018(01)