核臨界安全問題存在于整個核燃料循環(huán)過程中�？v觀國際上發(fā)生的臨界事故,意識到在燃料前后端處理過程中的多個重要設備中,均涉及到裂變材料溶液的臨界安全問題。本工作首先對瞬態(tài)分析理論方法進行研究,并實現(xiàn)了裂變材料溶液臨界事故瞬態(tài)分析程序的開發(fā)。裂變材料溶液的臨界事故瞬態(tài)分析為中子動力學與熱工水力耦合問題。其中中子動力學問題采用因子分解法進行求解,其中幅函數(shù)采用龍格-庫塔方法,形狀函數(shù)的求解采用格林函數(shù)節(jié)塊法；熱工水力學問題采用了壓力修正的simple方法進行計算。程序中的中子學模型部分可以考慮三維笛卡爾坐標下及圓柱坐標系下的中子學行為,熱工水力學可對二維笛卡爾及R-Z柱坐標下的單相流問題進行分析。論文最后利用裂變材料溶液瞬態(tài)分析程序?qū)θ毡九R界安全實驗設施TRACY進行了數(shù)值模擬,分析了硝酸鈾溶液系統(tǒng)中反應性、功率隨時間的變化,并對計算結(jié)果中溫度值與TRACY實驗結(jié)果進行了對比,對比結(jié)果吻合良好,程序可以用于對裂變?nèi)芤号R界安全瞬態(tài)分析的初步研究。論文最后指出,對于裂變?nèi)芤号R界安全問題的瞬態(tài)變化問題需從多個角度進行考慮。并列舉了基于裂變?nèi)芤核婕袄碚摗?shù)值計算方法、設備及加工工藝幾方面的考慮,可以... 

【文章來源】：華北電力大學河北省 211工程院校 教育部直屬院校

【文章頁數(shù)】：54 頁

【學位級別】：碩士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
第1章 引言
    1.1 課題背景和本研究的意義
    1.2 國內(nèi)外研究現(xiàn)狀
    1.3 本文的主要研究工作
    1.4 本章小結(jié)
第2章 理論模型及計算方法
    2.1 引言
    2.2 中子學模型
        2.2.1 三維時空中子動力學研究方法概述
        2.2.2 點堆中子動力學理論及其數(shù)值求解方法
        2.2.3 形狀函數(shù)理論及計算方法
        2.2.4 形狀函數(shù)的數(shù)值求解
    2.3 熱工水力學模型
        2.3.1 熱工水力學模型概述
        2.3.2 熱工水力學數(shù)值計算方法
    2.4 初始條件及邊界條件設定
        2.4.1 反應性引入模型
        2.4.2 形狀函數(shù)計算的初邊值問題
        2.4.3 熱工水力學計算邊界問題
    2.5 物理&熱工耦合方法
        2.5.1 反應性耦合
        2.5.2 反應性反饋參數(shù)的計算
        2.5.3 反饋截面參數(shù)的計算
        2.5.4 耦合時間步長控制
    2.6 本章小結(jié)
第3章 裂變?nèi)芤核矐B(tài)安全分析的程序?qū)崿F(xiàn)
    3.1 TANCA-S程序概述
    3.2 程序結(jié)構(gòu)、運行流程及主要模塊介紹
    3.3 耦合數(shù)據(jù)庫
        3.3.1 核截面庫
    3.4 程序運行環(huán)境及使用限制
    3.5 本章小結(jié)
第4章 程序的驗證計算
    4.1 幅函數(shù)計算方法驗證
    4.2 TRACY實驗介紹
    4.3 計算模型的建立
    4.4 計算結(jié)果分析
    4.5 本章小結(jié)
第5章 總結(jié)與展望
參考文獻
攻讀碩士學位期間發(fā)表的論文及其它成果
致謝
作者簡介


【參考文獻】：
期刊論文
[1]核電的優(yōu)勢及我國發(fā)展核電的政策[J]. 高子倩,李先柏.  法制與經(jīng)濟(中旬刊). 2010(03)
[2]新能源中的核電發(fā)展[J]. 鄭明光,葉成,韓旭.  核技術(shù). 2010(02)
[3]點堆中子動力學方程的指數(shù)基函數(shù)法求解[J]. 黎浩峰,陳文振,朱倩,羅磊.  核動力工程. 2009(04)
[4]日本JCO公司核臨界事故的分析與評價[J]. 劉華,劉新華,李冰.  輻射防護. 2001(06)



本文編號：3595862