伴隨著核能的發(fā)展,乏燃料的處理問題日益嚴(yán)峻。加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)（ADS）可以有效嬗變乏燃料中的長壽命高放射性核素,在國內(nèi)外得到廣泛關(guān)注與支持。國內(nèi)的ADS研究已經(jīng)從概念研究轉(zhuǎn)至系統(tǒng)集成裝置建設(shè)階段,最終目標(biāo)是建設(shè)大功率工業(yè)級應(yīng)用裝置。目前,國內(nèi)對于ADS次臨界堆的系統(tǒng)安全分析主要采用RELAP5程序,其中子學(xué)求解采用點(diǎn)堆模型,不適用于次臨界系統(tǒng),開發(fā)基于三維輸運(yùn)的核熱耦合系統(tǒng)分析程序有其必要性。本文目標(biāo)是開發(fā)和驗(yàn)證具有自主知識產(chǎn)權(quán)的三維核熱耦合系統(tǒng)安全分析程序,目的是為ADS鉛鉍冷卻次臨界堆的安全分析和技術(shù)方案優(yōu)化提供有效手段。論文工作中,首先自主開發(fā)系統(tǒng)熱工水力學(xué)程序,并與確定論分析程序DAISY內(nèi)耦合,形成三維核熱耦合安全分析程序IMPC-transient。程序中建立了一套完整的主回路熱工水力理論模型,包括:堆芯、換熱器、腔室、管道、主泵等,采用有限體積法離散微分方程,利用高斯消元法或者雅可比迭代法求解代數(shù)方程組。程序采用Fortran語言開發(fā),可在純熱工和核熱耦合兩種模式下運(yùn)行,核熱耦合模式下中子學(xué)模塊可選擇求解零維的點(diǎn)堆中子動(dòng)力學(xué)方程,也可選擇求解三維的中子輸運(yùn)方程。其次,... 

【文章來源】：中國科學(xué)院大學(xué)(中國科學(xué)院近代物理研究所)甘肅省

【文章頁數(shù)】：121 頁

【學(xué)位級別】：博士

【部分圖文】：

ADS原理示意圖

直到熱工反饋參數(shù)的整體相對偏差滿足精度要求。瞬態(tài)計(jì)算時(shí)（見圖2-15 右側(cè)），首先根據(jù)上一時(shí)間步計(jì)算的熱工反饋參數(shù)更新截面，接著計(jì)算功率和溫度場。反復(fù)計(jì)算，直到總時(shí)間到達(dá)要求。開始點(diǎn)堆方程求解瞬態(tài)熱工水力計(jì)算current<Ttotal結(jié)束反應(yīng)性反饋求解PowTfuel/TcoolantDensitycoolantRhocurrent=current+dt,RhoCurrent=0.0

imental Breeder Reactor II）反應(yīng)堆位于愛荷華設(shè)計(jì)并建造使用。反應(yīng)堆從 1964 年開始運(yùn)行EBR-II 反應(yīng)堆的主回路部分。在 EBR-II 運(yùn)行一系列試驗(yàn)，用以證明液態(tài)金屬反應(yīng)堆的被Shutdown Heat Removal Test）系列實(shí)驗(yàn)在 19態(tài)金屬堆的設(shè)計(jì)、為快堆計(jì)算程序驗(yàn)證提供事故瞬態(tài)下反應(yīng)堆能主動(dòng)停堆并帶走衰變熱到 2016 年 6 月，IAEA 開展了一項(xiàng)針對鈉冷來自 11 個(gè)國家的 19 家單位參與了這項(xiàng) CR項(xiàng)目的一個(gè)目的是根據(jù) EBR-II 反應(yīng)堆 SHRT-快堆計(jì)算程序驗(yàn)證；第二個(gè)目的是通過國際和反應(yīng)堆設(shè)計(jì)人才。

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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[2]液態(tài)金屬冷卻快堆系統(tǒng)核熱耦合分析技術(shù)的研究[D]. 郭超.華北電力大學(xué)(北京) 2017
[3]堆芯上腔三維化的池式快堆系統(tǒng)分析軟件開發(fā)[D]. 隋丹婷.華北電力大學(xué) 2013

碩士論文
[1]束流瞬變下加速器驅(qū)動(dòng)嬗變研究裝置燃料棒安全特性研究[D]. 張慶陽.中國科學(xué)院大學(xué)(中國科學(xué)院近代物理研究所) 2018
[2]加速器驅(qū)動(dòng)鉛鉍冷卻自然循環(huán)次臨界堆無保護(hù)瞬態(tài)分析研究[D]. 陳森.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué) 2014
[3]加速驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)（ADS）原理驗(yàn)證裝置的熱工水力分析[D]. 劉展.上海交通大學(xué) 2010



本文編號：3444831