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使用Jsolver程序及托卡马克模拟程序TSC对紧凑型聚变裂变混合堆系统的反剪切平衡位形、自举电流份额及放电模拟进行数值模拟研究,以此探讨该混合堆的可行性和先进性.     

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以平衡程序Jsolver 为基础开展了紧凑型聚变裂变混合堆先进等离子体平衡位形设计,重点研究了反剪切运行模式,并在此位形下研究了自举电流的计算、分布及份额。     

紧凑型聚变裂变混合堆自举电流的数值模拟研究

以平衡程序Jsolver 为基础开展了紧凑型聚变裂变混合堆先进等离子体平衡位形设计,重点研究了反剪切运行模式,并在此位形下研究了自举电流的计算、分布及份额。     

一种有希望的能源:聚变-裂变混合堆

文章阐述了聚变-裂变混合堆的物理计算。导出更普遍的纯聚变堆和聚变-裂变混合堆的电力得失相当条件和净电输出公式。确定的混合堆主要参数与纯聚变堆INTOR和快中子增殖堆Sup-er Phenix进行比较,证明了混合堆作为一种有希望的能源填补下世纪将要出现的能源空缺具有不少优越性。     

聚变-裂变混合堆系统在能源战略中的地位及其设计中若干问题的分析

简要描述聚变-裂变混合堆在长期能源发展战略中的地位,着重计算分析具有不同类型的聚变堆芯和包层的混合堆生产电能和可裂变核燃料的能力,研究不同类型聚变-裂变混合堆与其支持的卫星堆(如压水堆)组合燃料循环系统生产电能的能力.指出以天然铀或贫化铀为燃料,水冷却的包层设计是一种经济可行、技术风险较小的设计方案.     

共生聚变堆

本文提出一种以发展聚变动力为主的共生式途径。它以当前正在出现的这一代聚变物理试验堆为起点,分成两路进行,一路是纯聚变堆,另一路是单个的氘发生器,可能是聚变裂变混合堆,它给纯聚变堆补充所需的氘。这两类堆长期结合共生,配合发展.形成一系需氚的纯聚变堆和一系供氚的混合堆,统一优化,保持氚自给,消耗氘锂和快中子裂变材料,提供净输出功率。 对纯聚变堆方面,放弃了传统的氚自给这一基本要求。能量的有效回收成为设计:的主要前提。优化的结果,用12—15厘米厚的含锂的水作为中子慢化回收能量的介质,附带地还能再生所耗氚的80％。不足的20％稍多的氚,将长期地由一个具有低Q聚变芯并依照生产氚的要求来改型并优化的一比一聚变裂变堆来补充。共生的两个堆,尺寸都较小,在等离子体物理和工程上有一些优点。对共生堆和具有相等总输出功率的,一般氚自给聚变堆作了比较,表明在动力经济上有相当大的收益。 简单地讨论了几种有关的概念。     

混合堆第一壁中子辐照损伤模拟

利用蒙特卡罗程序和辐照损伤程序,通过构建模型,对常用的第一壁材料W,Fe,Be的中子辐照造成的离位损伤、裂变气体产生量进行了模拟计算,结果表明,混合堆与纯聚变堆相比,可以明显降低对第一壁材料的损伤要求。在W,Fe,Be三种材料之中,对于纯聚变堆来说,Be的离位损伤最小;对于混合堆来说,W的离位损伤、裂变气体产生量最低。从中子辐照损伤的角度来说,Be更适宜作纯聚变堆的第一壁材料,而W则更适宜作混合堆的第一壁材料。     

次临界能源堆物理设计进展

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。     

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点。     

聚变-裂变混合堆──中国发展增殖堆的道路

核能是21世纪的替代能源,远期靠聚变能,前期靠裂变能.地球上天然铀储量不多,必须充分利用丰产核238U和232Th.裂变增殖堆(快堆)和聚变增殖堆(聚变-裂变混合堆)是利用238U和232Th的两条主要途径. 聚变-裂变混合堆概念早在五十年代初就已提出[1].1960年,英国J.W.Weale的DT中子在天然铀铀柱中的宏观实验[2],为混合堆奠定了实验基础.六十年代开展了大量混合堆包层中子学理论和实验研究.1965年美国L.N.Loutai第一个提出融盐增殖包层的概念设计[3].1969年美国 L.M.Lidsky第一个提出“混合堆-裂变堆共生系统”概念[4].1972年美国J.D.Lee第一…     

六组点堆中子动力学方程组的同伦分析解

鉴于目前六组点堆中子动力学方程仍然无法获得解析解,本文尝试将同伦分析方法应用于六组缓发中子动力方程组的求解,获得了它的级数解析解,并对级数解析解算法的有效性进行了检验.结果表明,该级数解析解算法从计算时间和精度上都能达到工程应用的要求,可适宜于反应堆中子动力学控制的设计分析和仿真计算.     

基于Geant4的反应堆临界及动态计算方法

Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。     

新型钍基熔盐堆多物理计算模型及分析

针对熔盐堆系统特点,提出了包含堆芯及其他主回路系统在内的多物理紧密耦合计算模型,并在此基础上自主开发了多物理分析程序TANG-MSR。利用该程序进行了新型钍基熔盐堆(TMSR)的设计,并对设计方案进行了稳态及瞬态分析。相关计算结果表明,TANG-MSR所采用的多物理模型能够很好地捕捉熔盐堆的主要物理现象,提出的新型熔盐堆设计在安全性和可持续性方面表现优异。关键词:多物理模型;新型钍基熔盐堆;稳态;瞬态 Abstract: Key words:     

SWITRIM��������ƺ�ʹ�øſ�

研制出了用于计算氚投料量在FEB聚变堆各个子系统中的分布及其随时间变化的数值模拟程序包SWITRIM。通过近5年的使用，表明其运行良好、计算结果可靠。用SWITRIM数值模拟研究了聚变堆起动过程中的“氚坑深度和氚坑时间”新现象。简单介绍了SWITRIM程序包的组成和用户使用说明以及最新的运用等。     

快堆中子学计算程序NECP-SARAX的改进与验证

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明,SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。     

中国超导聚变工程实验堆氦冷固态包层中子学设计分析

根据中国聚变工程实验堆(CFETR)设计要求,参考氦冷固态包层实验包层模块(HCCB TBM)的设计经验,完成了CFETR固态包层的中子学设计分析,并评估了中平面位置可开窗口的最大面积。设计分析结果表明,基于增殖单元的固态包层中子学设计方案的氚增殖比(TBR)达到了1.243,满足CFTER氚自持设计要求;中平面可以开出的辅助窗口的最大面积为11.43m²。     

MCADS程序的开发和ADS基准题计算

由于加速器驱动次临界堆存在外中子源,堆芯结构复杂,中子注量的各向异性严重,所以相关燃耗计算在次临界系统设计中起着重要作用。为实现次临界系统的燃耗计算,结合粒子输运程序MCNP处理复杂几何和燃耗程序LITAC处理核素全面的特点,开发了接口程序MCADS耦合MCNP和LITAC。然后选取IAEA-ADS基准题对耦合程序进行了验证计算。结果表明,燃耗、外源强度、空泡效应、初始功率分布等方面的计算结果和其他国家的计算结果相比有很好的一致性,证实了MCADS在次临界模式计算中的可靠性。     

蒙卡中子输运程序JMCT和子通道热工水力程序COBRA-EN耦合计算

介绍了中子输运蒙特卡罗方法与热工水力耦合计算的流程。开发了一套蒙卡中子输运程序JMCT和子通道分析程序COBRA-EN耦合接口。通过33棒束模型的计算展示了考虑耦合计算和不考虑耦合计算的差异,论证了耦合计算在反应堆分析中的重要性。通过对反应堆组件的模拟计算,测试了耦合计算的正确性。最后分析了蒙卡计算的统计涨落和迭代计算过程中收敛标准的关系,讨论了蒙卡中子输运和热工水力耦合过程中收敛标准设置的方案和可行性。     

中子时空动力学计算程序CORCA-K的进展

主要介绍了自主化中子时空动力学程序CORCA-K的相关研发进展。CORCA-K程序是中核集团自主研发的NESTOR软件包中的三维瞬态中子学计算软件。其核心功能是采用数值计算方法,求解三维瞬态中子扩散方程。其空间离散采用第二类边界条件节块格林函数方法,与三维稳态扩散计算程序CORCA-3D保持自洽性;时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式,可在向后欧拉格式的基础上叠加实现,且具备时步自适应功能。以三维LMW基准问题、三维LRA基准问题和秦山核电厂3号机组第5循环为计算对象,开展了瞬态计算验证。结果表明,CORCA-K计算结果与参考程序符合较好,且在保证计算精度的条件下,具有更高的计算效率。     

点堆传递函数模型问题分析

点堆模型通过线性化处理后,再经过拉普拉斯变换就得到传递函数模型。但分析发现,在稳定时假设反应性为零线性化处理后得到的传递函数模型有自身的问题。将对这类问题做一个概要性分析。分析方法是理论与实验相结合。理论分析借助系统动力学原理,重点在时域与频域结果的比较。实验方面则是基于工程参数借助计算机进行仿真实验,将时域和频域的仿真结果进行比较。通过比较分析,可以明显看到在稳定时假设反应性为零的点堆模型线性化处理存在的问题。针对该问题,指出了模型修改途径。