核安全在核設施的設計、建造以及運行等方面都是至關重要的一環(huán)。實現核安全的目標,主要包括輻射防護目標與技術安全目標。快中子脈沖堆能夠在超瞬發(fā)臨界狀態(tài)運行,產生可控強中子與γ脈沖的核反應堆,主要應用于國防科研以及核數據實驗等方面。在其超臨界運行過程中產生脈沖功率,依靠堆芯自膨脹效應引發(fā)的反應性下降進行停堆,整個運行過程持續(xù)幾十至幾百微秒。其安全限值與常規(guī)穩(wěn)態(tài)運行的反應堆有較大不同,在脈沖爆發(fā)過程中,堆芯在短時間內獲得較大溫升,堆芯材料會受到較強的熱沖擊應力,在過高的功率條件下有堆芯損傷發(fā)生的可能。裂變產生的絕大部分能量都轉化為熱能使堆芯溫度升高幾十到幾百攝氏度,熱沖擊應力以及材料的溫度是對堆芯從核安全目標出發(fā),核設施必須確定其運行的安全限值,對核裝置的運行參數進行限制,保證在核設施運行過程中參數保持在安全水平之內。在快中子脈沖堆的運行是超臨界瞬態(tài)的運行方式,每次爆發(fā)的產額在混凝土墻壁的屏蔽下對公眾及環(huán)境的影響極低。分析得到堆芯安全的影響主要來源于其超臨界脈沖運行中的高溫升以及熱應力。本文以Godiva Ⅳ快中子脈沖堆為研究對象,基于確定論方法,通過對比其他反應堆的安全限值選取原則,考慮快中... 

【文章來源】：中國工程物理研究院北京市

【文章頁數】：56 頁

【學位級別】：碩士

【部分圖文】：

圖１．１爆發(fā)脈沖時堆反應性、功率、溫度隨時間變化圖??（ａ＞堆反應性隨時間變化：（ｂ）堆內裂變率隨時間變化；（ｃ）堆內溫度隨時間變化??在早期以純鈾金屬作為堆芯的快中子脈沖堆，脈沖堆脈沖產額主要由鑄造鈾金屬的??

??嘈戳說愣鴨撲慍絳潁??檬笛椴獾玫畝研靖悍矗崳?應性系數，對Ｇｏｄｉｖａ?ＩＶ的脈沖爆發(fā)瞬態(tài)響應過程的裂變率變化曲線進行了計算，計算??流程如圖３．２所示。在確定反應堆的中子代時間、緩發(fā)中子先驅核濃度、緩發(fā)中子先驅??核衰變常數等條件后，加入反應堆的初始反應性后進行一步迭代。迭代完成后可以獲得??下一步長的堆芯核數據參數，并且由公式（３－４）可以得到堆芯在時間步長之間的裂變??率。??由式（３－２）可知由裂變率積分，獲得堆芯在時間步長Ａｔ中的裂變數后，結合平均??單次裂變釋放能量￡／，堆芯燃料總質量，以及鈾鉬合金材料的定壓比熱容可以獲得堆??芯平均溫升。在２０丨３年Ｇｏｄａ?ｊ．Ｍ．［２６］關于Ｇｏｄｉｖａ丨Ｖ的相關報告中測得其反應性溫度系??數為－０．３?０／°Ｃ，將得到的新時刻溫升數據代入（３－６）式后，結合堆芯的溫度負反饋系??數，便可以獲得新時刻的反應性ｔｎ＋１時刻反應性ｐ（Ｗｉ）。將更新后的核數據以及反應性??帶回式（３－４）與式（３－５）再進行下次迭代，至時間結束時刻停止循環(huán)，完成一次脈沖??爆發(fā)過程的計算。????確定盧、義／、Ｚ、／？、Ｃｐ等＇??確定初始條件??；Ｋ〇）；Ｃ

?真空??圖３．２單個中子隨機歷程示意??圖３．２顯示了蒙特卡洛方法中一個中子射入物質后的隨機歷程。首先，根據中子與??物質之間相互作用的物理規(guī)律（分布函數），以選取隨機數的方式決定中子在何處與原??子核碰撞，本例中在１處碰撞；隨后再次用抽取隨機數的方法決定中子與原子核發(fā)生了??哪種反應，這里抽出的是非彈性散射反應；散射中子的能量和向哪個方向飛行也是用抽??取隨機數的方法從已知的分布函數中決定的；碰撞過程中光子是否產生，并且光子的能??量、飛行方向等參數同樣要通過抽取隨機數從己知分布中決定，這里產生了一個光子，??在蒙特卡洛程序中該光子暫時被存儲起來，散射后的中子在２處與原子核發(fā)生（ｎ，２ｎ）裂??變反應，同時產生兩個新的中子和一個光子，裂變產生的光子和一個中子被存儲起來，??現在開始對另外一個中子進行跟蹤。這個中子在３處被俘獲

【參考文獻】：
期刊論文
[1]基于計算流體動力學方法的氟鹽冷卻高溫堆安全限值分析[J]. 戈劍,鄭向陽,詹佳碩,左嘉旭,靖劍平,張大林,田文喜,秋穗正,蘇光輝.  科學技術與工程. 2017(22)
[2]基于反應性溫度系數的金屬型脈沖堆波形計算[J]. 高輝,鐘力晗,梁文峰,宋凌莉.  原子能科學技術. 2017(05)
[3]10 MW固態(tài)燃料熔鹽實驗堆安全分析關鍵技術初步研究[J]. 左嘉旭,高新力,李朝君,宋維,王昆鵬,劉巧鳳,靖劍平,張春明.  核技術. 2017(04)
[4]固態(tài)釷基熔鹽堆堆芯核設計安全限值研究[J]. 王昆鵬,左嘉旭,靖劍平,攸國順,張大林,劉利民.  科學技術與工程. 2016(03)
[5]燃料元件在熱沖擊下基于ANSYS的動態(tài)響應仿真[J]. 梁文峰,邱東,楊成德,范曉強,謝奇林,尹延朋.  科學技術與工程. 2014(20)
[6]反應性動態(tài)加入對脈沖堆中子脈沖波形的影響[J]. 高輝,劉曉波,范曉強.  核動力工程. 2013(02)
[7]MOX燃料堆芯熱工特性及設計限值研究[J]. 劉一哲,喻宏,田和春.  核科學與工程. 2009(03)
[8]快中子脈沖反應堆爆發(fā)脈沖時堆體應力分布的數值模擬[J]. 邱東.  核動力工程. 2004(01)
[9]快中子脈沖堆動力學特性研究[J]. 李兵,范曉強,鄧門才.  核電子學與探測技術. 2001(04)
[10]快中子脈沖堆特性參數數值計算[J]. 邱東.  原子能科學技術. 2000(S1)



本文編號：3407087