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乏燃料溶液系统临界安全分析计算方法研究
1
作者 银华北 王永平 +5 位作者 苟军利 刘国明 祖铁军 尹文 郑友琦 杜夏楠 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第1期81-89,共9页
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... 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。 展开更多
关键词 乏燃料溶液 临界安全 瞬态分析 多物理耦合
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乏燃料溶液嬗变堆焚烧锕系核素能力分析
2
作者 王连杰 汪量子 +1 位作者 姚栋 吴英华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第5期13-17,共5页
针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和堆芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变堆(HSTR)堆芯模型,采用溶液堆堆芯燃料管理程序FMCHR计算了堆芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力。结果表明:HST... 针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和堆芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变堆(HSTR)堆芯模型,采用溶液堆堆芯燃料管理程序FMCHR计算了堆芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力。结果表明:HSTR可以有效实现焚烧239Pu的目标,同时嬗变可观数量的237Np;若要实现241Am和243Am的嬗变,需要增大这2种核素在硝酸钚酰溶液内的初始含量,或采用硝酸铀酰溶液作燃料。 展开更多
关键词 乏燃料溶液嬗变堆 堆芯模型 锕系核素 焚烧
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