一、快中子增殖反应堆（论文文献综述）
朱帆[1]（2021）在《棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究》文中研究说明考虑到材料的工作温度、慢化比和价格等因素,熔盐堆（Molten Salt Reactor,MSR）一般采用石墨作为慢化剂,堆芯由四边形或六边形石墨组件排布而成,但石墨的慢化能力较弱且辐照后需定期更换。氢化锆（Zirconium hydride,ZrH）作为另一种较好的慢化剂材料,其慢化能力优于石墨且具有较好的热稳定性、耐高温和抗辐照等特点,但因其物理和材料特性,ZrH一般被制成棒状插入熔盐中。由于棒状氢化锆慢化熔盐堆（Molten Salt Reactor moderated by Zirconium Hydride,ZrH-MSR）燃料栅元间无固体边界,从而其堆芯内会存在明显的轴向和横向燃料盐流动,导致其缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursor,DNP）也产生相应的交混现象。此外,ZrH-MSR堆芯中流动的熔盐不仅作为燃料在反应堆中裂变产生能量,而且作为冷却剂将熔盐和ZrH慢化棒内热量从堆芯转移出去,这导致燃料盐运动和中子动力学之间形成了强烈的非线性耦合。针对ZrH-MSR特殊的动力学行为,本课题开发了一套三维中子/热工水力耦合分析程序,以模拟其在轴向和横向燃料盐流动共同作用下的功率场、流场和温度场,并考虑燃料盐和ZrH慢化棒之间的传热现象。接着,基于该程序开展了一系列ZrH-MSR堆芯安全性能研究。首先,针对ZrH-MSR堆芯中燃料盐既是内热源也是冷却剂,且相邻通道间燃料盐存在横向交混的特点,基于子通道模型开发了热工水力学分析程序SubTH,并以Fluent计算结果作为验证基准,分别对比了4棒束矩形燃料组件、7棒束六边形燃料组件和7棒束圆形燃料组件的子通道温度分布,证明了该程序的正确性和可行性。其次,基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP5与子通道热工水力学程序SubTH,开发了稳态核热耦合程序MCNP-SubTH。MCNP-SubTH通过外耦合方式进行程序间的数据交换,分模块验证了其准确性,并采用该程序对简单的六边形燃料组件进行了初步模拟,进一步表明了该程序的有效性。此外,基于该程序对中子学优化完成的1800MWth ZrH-MSR堆芯设计方案进行了初步的稳态安全特性评估,计算了不同工况下keff、中子通量、熔盐温度和ZrH慢化棒温度分布,可为其进一步优化设计提供一些建议。接着,基于多群中子扩散理论完成了中子扩散程序3DN的开发,并耦合子通道热工水力学程序SubTH,开发了瞬态核热耦合程序3DN-SubTH,并通过大量的基准题校验,表明了该程序可用于ZrH-MSR动力学行为分析。采用该程序对美国Transatomic Power公司提出的25 MWth ZrH-MSR堆芯安全特性进行了初步评估。结果表明:正常工况下,控制棒全部提出时其堆芯具有最高的燃料盐子通道温度（3号子通道,1025.53 K）,对应的最热ZrH慢化棒中心线温度（3号ZrH慢化棒）为1065.21 K,可以满足H/Zr原子比为1.66时ZrH慢化棒的安全要求（1073.15 K）。由于25 MWth ZrH-MSR的堆芯功率和燃料盐入口流速极低,堆芯内横向流动效应引起的中子通量和DNP变化不大,但它对25 MWth ZrH-MSR堆芯温度有显着影响,考虑堆芯横向燃料盐流动效应的最热燃料盐子通道和ZrH慢化棒中心线的最高温度分别比不考虑横向燃料盐流动效应的堆芯低5.21 K和7.35 K。此外,各种瞬态情况模拟结果表明该反应堆具有较好的负温度反应性系数,可以保证其堆芯在事故情况下安全停堆。最后,提出了以TRU嬗变为目标的ZrH-MSR堆芯设计方案,并分别从燃料循环和核热耦合层面对其进行了初步分析。燃料循环层面计算结果表明,采用LiF燃料盐和SVF=0.5的ZrH-MSR能在50年运行期间满足TRU溶解度的要求,且有最大TRU嬗变比消耗,约为252.0 kg/（GWth·year）,对应的嬗变支持比为2.9。优化后的ZrH-MSR经过50年运行后,其堆芯卸料后总TRU放射性毒性比未经TRU嬗变的小63.9%,且运行期间堆芯一直保持负温度反应性系数。核热耦合计算结果则表明,优化后ZrH-MSR的最热子通道和ZrH慢化棒分别为3号子通道（1045.50 K）和31号ZrH慢化棒（1085.63 K）,其最热ZrH慢化棒仍低于H/Zr原子比为1.6时ZrH的最高破坏温度（1100 K）,但剩余安全裕度较小,需进一步展平堆芯功率或提高堆芯质量流量以满足其安全需求。
张亚朋[2]（2021）在《小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究》文中指出熔盐堆采用液态形式燃料,具有流动性,可以实现裂变产物在线去除和233Pa在线提取,被认为是实现钍资源高效利用的理想堆型之一。重水慢化熔盐堆采用液态形式燃料,以重水作为慢化剂,综合了重水堆高中子经济性与传统熔盐堆在线处理、低压运行等优势,同时避免了石墨慢化熔盐堆中石墨由于中子辐照需定期更换所带来的一系列核废料管理问题,是最近提出的一种新概念熔盐堆。小型化反应堆具有低建设成本、高部署灵活性等优势,是未来核能发展的重要堆型之一。鉴于此,本文提出了一种功率为500 MWth的小型重水慢化熔盐堆。围绕该堆型,从堆芯设计、钍铀燃料循环和安全特性分析三方面进行了系统研究。为了获得较好的钍铀增殖性能以及负温度反应性系数以确保反应堆运行安全,本文首先对小型重水慢化熔盐堆的设计目标和准则进行了梳理,并开发出初始临界搜索（critical search calculation code,CSCC）计算模块。以此为基础,通过改变对边距（P）～（5～24）cm和熔盐份额（VF）～（4～28%）,对易裂变核素初始装载量、初始转换比（CR）、温度反应性系数（TRC）等目标参数进行了优化。考虑到钍铀燃料增殖和钍铀循环过渡需要,分别选取了三种启堆燃料233U-Th、LEU-Th和TRU-Th(LEU,17.95 wt%235U/U)进行分析,以期获得较好的初始钍铀循环性能。分析结果表明,233U-Th和LEU-Th两种燃料在所选取的Ps和VFs范围内,温度反应性系数均为负。相对而言,当堆芯P及VF分别为20 cm与20%时可获得较好的初始CR以及易裂变核素初始装载量。对于TRU燃料,建议采用较小的P（～5cm）和较大的VF（～24%）的堆芯以获得负的TRC。另外,考虑到熔盐管道对钍铀循环性能的影响,Si C和隔热层的厚度应分别小于2 mm和7 mm。堆外过渡是以现有常规易裂变核素为启堆燃料,在线提取233Pa,并且在堆外衰变为233U(T1/2=27 day)后储存,直到积累足够的233U以启动新堆的钍铀循环过渡方法。由于不需消耗233U,堆外过渡是解决自然界缺乏233U问题的有效途径之一。现有的堆外过渡方案以相同的燃料为启堆燃料和添加燃料（例如LEU）,将不可避免引入非易裂变重金属核素,导致堆芯重金属核素浓度升高,从而影响燃料盐化学稳定性与堆芯运行安全,也导致堆芯运行时长受限（为避免重金属核素浓度过度增加）。为此,本文提出了维持重金属浓度不变的改进型堆外过渡方案,其中包括两个阶段。第一阶段,以LEU为启堆燃料,在线添加从轻水堆（LWRs）乏燃料所提取的超铀（TRU）核素维持堆芯临界运行,同时在线提取233Pa。为确保TRC为负值并保持一定的安全裕量,第一阶段运行时间设置为300天。第二阶段将从第一阶段增殖所获得的233U与TRU进行混合,作为添加燃料。分析结果表明,混合燃料可维持堆芯临界安全运行,TRC为负值,并实现钍铀过渡与增殖。与此同时,通过提高混合燃料中233U份额可进一步改善TRC值。当混合燃料中233U的份额设定为15 mol%,只需3年便可获得启动一新堆所需的233U。60年运行,可添加TRU约11,512 kg,堆芯内残留TRU约3,830 kg,消耗TRU 7,680kg,所添加TRU燃料的放射性毒性可降低11%。堆芯稳态和瞬态响应特性是评价堆芯运行是否安全的重要依据。基于重水慢化熔盐堆独特堆芯结构,首先开发了适应于小型重水慢化熔盐堆的核热耦合程序。然后从隔热层厚度、重水流动速度、中子通量分布、熔盐温度分布和重水温度分布等方面对堆芯稳态特性进行了分析。分析结果表明,当隔热层厚度从3 mm减少到1 mm时,重水温度显着增加,综合考虑隔热层厚度对燃料增殖性能影响,建议选取3 mm作为隔热层厚度。在此厚度下,即使当重水速度从0.6 m/s降至0.02 m/s,重水温度从61.5℃升高到90℃,仍低于沸点,处于安全范围内。同时,燃料盐最高出口温度为667℃,低于700℃设计上限。与此同时,针对熔盐入口温度驱动瞬态、重水速度驱动瞬态、熔盐速度驱动瞬态等几种典型瞬态事故工况进行了深入分析。在燃料盐入口驱动瞬态、燃料盐流速驱动瞬态中,重水温度、燃料盐温度、堆芯功率均在安全范围内;对于重水速度驱动瞬态,由于堆芯功率变化较小,重水温度变化主要由重水流速变化所导致,但重水温度均处于安全范围内。上述分析结果表明,所设计的堆芯初步满足安全设计要求。
李长园[3]（2021）在《铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究》文中指出铝基碳化硼是以金属铝为材料基体,以碳化硼为中子吸收物质组合而成的复合材料。铝基碳化硼复合材料具有良好的热中子吸收性能,材质轻,韧性好,耐高温、耐辐射,原材料价格低廉,已被用于部分压水堆核电厂乏燃料贮存和转运过程中的中子屏蔽。铝基碳化硼复合材料的制备工艺目前主要有金属熔融铸造法、浸渗工艺法和粉末冶金法三种,其中粉末冶金法技术最成熟,使用最广泛。铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能是该材料被用于中子屏蔽的重要参数之一,影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有材料配比、硼-10丰度、材料密度、碳化硼粒度和分布等。本文首先概要介绍了采用粉末冶金法制备铝基碳化硼复合材料样品的工艺流程及对材料的物性测量,为材料中子屏蔽性能的分析测量提供条件。本文研究的重点工作为采用理论分析、数值模拟和实验测量等多种方法对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素进行分析,为该材料的优化和改进提供借鉴和依据。针对铝基碳化硼在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用,分析了熔盐堆燃料盐在反应堆停堆后的中子来源、放射性强度和能量谱分布,通过对比分析了铝基碳化硼用作燃料盐排放罐中子吸收材料与镉板、普通混凝土材料的优势,计算给出由铝基碳化硼和聚乙烯组合而成的熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽方案。本文的主要章节和相应内容为:第一章,绪论。铝基碳化硼复合材料作为一种新型高性能中子吸收材料,其制备方法、力学性能和耐辐照性能等均被国内外学者广泛研究,但针对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能因素的相关研究报告并不多且缺少系统性的归纳总结和实验测试验证。本章节概述了铝基碳化硼复合材料的研究现状、研究中存在的不足、中子屏蔽理论与分析方法、铝基碳化硼复合材料相比碳化硼陶瓷材料、硼铝合金材料的优势以及本文针对铝基碳化硼复合材料所要开展的研究内容。第二章,样品制备与材料物性。本文测试使用的铝基碳化硼复合材料采用粉末冶金工艺制备。铝基碳化硼复合材料密度测试结果接近理论值,说明通过冷压成型、热压烧结和轧机轧制等工艺可以避免复合材料内部的微孔,提高材料相对密度;采用X射线衍射分析仪对铝基碳化硼复合材料物相的测量未发现材料中存在硼铝化合物,说明该制备工艺过程中铝和碳化硼发生化学反应的概率比较低;采用扫描电镜观察铝基碳化硼复合材料样品表面的微观组织形貌,为后续分析材料中子屏蔽性能的数值模拟和实验测量结果之间存在的差异提供依据;通过计算中子辐照对铝基碳化硼复合材料的原子平均离位（DPA）,分析该材料受中子辐照的产生损伤的机理,为其作为非结构性材料用于熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽提供理论指导。第三章,中子屏蔽性能理论与模拟分析。优异的中子屏蔽性能是铝基碳化硼复合材料被广泛用作中子屏蔽材料的重要因素之一。影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有B4C含量、硼-10丰度、材料密度和中子注量等。本章节采用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序进行模拟计算,针对硼-10吸收中子的能量范围比较宽的特点,分析了铝基碳化硼复合材料对不同能量的中子的屏蔽性能,为材料屏蔽中子的适用范围以及与其他中子慢化材料进行组合使用提供理论借鉴;铝基碳化硼复合材料主要用于吸收热中子,分析了该材料的热中子屏蔽性能分别随B4C含量、硼-10丰度、材料密度的变化规律,为材料的制备优化提供科学的基础数据;分析了铝基碳化硼复合材料吸收中子消耗硼-10对材料中子屏蔽性能的影响和变化规律,为该材料作为非结构性材料可以长期用于高通量中子辐照环境提供理论数据。通过对球状模型和板状模型计算结果的比较,证实了中子散射的贡献是导致模拟与理论公式计算结果存在细微差别的原因。第四章,中子屏蔽性能实验验证。采用电子加速器驱动的白光中子源装置分别测量了碳化硼质量份数分别为16.85%和31%的铝基碳化硼复合材料板对2×10-9Me V～5×10-4Me V能量范围中子的屏蔽性能,通过实验测量结果分析了碳化硼含量对材料中子屏蔽性能的影响。通过将铝基碳化硼复合材料分成碳化硼颗粒和铝基体两种材料的组合建立新的模型,分析碳化硼粉体粒度对复合材料的中子屏蔽性能的影响,计算结果对比发现碳化硼粉体粒度的增加会影响铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能,尤其影响材料对能量小于10-7Me V的低能中子的屏蔽性能;分析发现,当碳化硼的粒度减小至几个微米时,复合材料的中子屏蔽性能可以接近理论水平,该分析结果为材料制备过程中对于碳化硼原材料粒度的选择具有一定的指导意义。第五章,在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用。熔盐堆采用Li F-Be F2-Zr F4-UF4（65.30 mol%-28.71 mol%-4.79 mol%-1.20 mol%）作为燃料盐,燃料盐中Be F2的摩尔配比高达28.71%,反应堆停堆后,燃料盐中放射性核素释放的γ射线通过与铍等核素发生（γ,n）反应产生的中子远高于燃料盐自身裂变的中子产额。采用ORIGEN-S程序计算放射性核素衰变、放射性核素裂变和（α,n）反应的中子源强和能量分布,采用MCNPX程序计算γ射线与物质发生（γ,n）反应的中子源强和能量分布,通过对反应堆停堆后燃料盐中子来源、源强和能量分布的分析,确定燃料盐排放罐四周的中子辐射影响。铝基碳化硼复合材料中子吸收能量范围宽,用于屏蔽燃料盐排放罐中子明显优于镉和混凝土材料。采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加10 cm厚度的聚乙烯中子慢化材料组合可以将燃料盐排放罐外的中子注量率降低至1×105 n/（cm2·s）以下,防止中子对周围设备的活化;采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加20 cm厚度的聚乙烯可以将排放罐外的中子剂量当量率降低至2 m Sv/h以下,方便燃料盐排放罐的运输。第六章,总结与展望。总结了铝基碳化硼复合材料对不同能量中子的屏蔽性能变化;分析了碳化硼含量、硼-10丰度、材料密度和碳化硼粒度等对铝基碳化硼复合材料热中子屏蔽性能的影响及变化规律;比较了铝基碳化硼复合材料作为熔盐堆燃料盐的中子吸收材料与传统的中子屏蔽材料镉、混凝土相比,具有中子吸收能量范围宽等优势,可以节约中子屏蔽空间,减小中子屏蔽重量,解决工程设计中屏蔽空间和重量受限问题。针对铝基碳化硼复合材料进一步用于结构性中子屏蔽材料所要解决的材料力学性能和耐辐照性能等问题进行了展望。
付鹏[4]（2021）在《铅冷快堆嬗变次锕系核素对安全性的影响研究》文中指出“十四五”中提出核电发展需要“确保安全的前提下积极有序发展核电”,乏燃料的后处理是核电发展无法避免的问题,通过嬗变可以有效减少乏燃料危害。铅冷快堆是一种适合对乏燃料中次锕系（MA）核素嬗变的堆芯。目前国际上对于铅冷快堆嬗变MA核素的研究多为可行性和嬗变率等特性研究,少有在安全性方面的研究。本文设计了 3种MA核素添加方式:镀层添加方式;混合燃料添加方式;嬗变棒添加方式。嬗变棒添加方式有分布不同的两种添加方案,共计4种MA核素添加方案。使用MCNP和SCALE程序进行堆芯模型搭建和模拟计算,研究分析铅冷快堆嬗变MA核素对堆芯有效增殖因子（keff）、堆芯寿期和功率峰因子等参数的影响以及反应堆安全运行过程中燃料温度系数的变化,并对嬗变棒添加方式中嬗变棒分布位置对堆芯寿期的影响设计3种不同分布方案进行研究。结果表明:MA核素的添加会对堆芯有效增殖因子产生影响,使堆芯初始keff下降;镀层添加方式和混合燃料添加方式对堆芯寿期有明显的延长,嬗变棒添加方式中集中分布方案降低堆芯寿期,分散分布方案延长堆芯寿期;除分布集中的嬗变棒添加方案外,其他3种添加方案会使堆芯功率峰因子下降,有利于堆芯功率的安全输出;MA核素的添加会引起燃料温度系数的改变,3种添加方式下,随着MA核素添加量的增加,燃料温度系数有一定程度的偏离,但始终为负,符合反应堆安全的需要;而在堆芯运行过程中的燃料温度系数研究表明,在低添加量时（1%MA）4种添加方案的燃料温度系数相近,高添加量时（5%MA）,分布集中的嬗变棒添加方案具有绝对值更高的燃料温度系数;MA以嬗变棒添加时,嬗变棒的分布位置会对堆芯寿期产生较大影响,分布在堆芯中心会极大延长堆芯寿期。从结果可以得出,本文提出的3种添加方式均为可行,但是嬗变棒添加方式需要注意嬗变棒位置,不建议采用较为集中的嬗变棒分布方案。
唐海波,张彬航,侯周森,袁显宝,张永红[5]（2020）在《液态熔盐堆常用燃料盐增殖能力比较分析》文中研究指明熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有中子经济性好、固有安全性高、在线换料、燃烧钍燃料等优点。本文针对熔盐快堆和熔盐热堆,采用MCNP5计算了熔盐堆中常用的9种燃料盐寿期初的临界性能和转换系数,并用中子平衡方法分析了影响转换系数的因素。从寿期初的计算数据分析,由于233U具有较高的平均裂变中子数及较小的中子俘获截面,有利于提高反应堆增殖系数和燃料利用率。另外,熔盐中的23Na相对于7 Li中子俘获截面更大,导致含23Na燃料盐增殖系数相对较低,但对热堆的影响较小;而在快堆中,熔盐中采用Na元素相比采用Li元素更有利于中子能谱硬化,更适合快堆的增殖。
曾正魁[6]（2020）在《双功能液态铅锂包层中子学实验与数值模拟研究》文中提出聚变包层是聚变堆的重要部件,具有氚增殖、能量转换、屏蔽等功能,是聚变堆中子学设计分析需考虑的关键部件之一。液态铅锂包层是一种极具发展潜力的聚变包层候选方案,具有氚增殖率高、可在线提氚和热效率高等优势,是目前国际聚变包层研究的重要方向。双功能液态铅锂（Dual Functional Lithium-Lead,缩写DFLL）包层是由中国科学院核能安全技术研究所·凤麟团队（简称凤麟团队）提出的高性能氚增殖包层设计方案,可用于演示和验证氦冷包层和氦/铅锂双冷包层技术。聚变包层中子学设计主要依靠中子学数值模拟计算,计算的准确性受计算软件、核数据库和仿真模型精细度等多因素的影响。为确保聚变堆的可靠运行,有必要通过中子学实验验证数值模拟计算的准确性。论文参考DFLL包层设计方案,利用DFLL中子学实验模块（简称DFLL模块）开展了多中子学参数的实验测量,并通过实验数据和数值模拟计算结果对比分析,验证了 DFLL包层中子学参数计算的准确性。在此基础上,针对中国聚变工程试验堆模型开展了 DFLL包层全堆中子学性能的计算分析与设计优化。主要研究内容与创新如下:（1）DFLL模块中子学实验研究。基于强流聚变中子源（HINEG）装置,利用DFLL中子学实验模块开展了产氚率和活化反应率等中子学参数测量实验。实验针对大尺寸模块中子学实验需要高通量中子的实验需求,发展了适用于旋转靶的强流中子源探测技术。利用铌活化箔与238U裂变电离室组合测量,解决了旋转靶无法利用伴随粒子法监测中子源强的技术问题,成功获取了旋转靶高精度源强分时数据,源强测量不确定度小于4.20%。在此基础上,实验采用Li2CO3片和多活化箔组,分别测量了包层中心轴线不同位置处的产氚率和活化反应率。其中,产氚率测量不确定度最大值为4.83%,活化反应率测量不确定度最大值为5.38%。（2）利用获取的中子学实验数据开展中子学计算验证。研究首先通过中子输运设计与安全评价软件系统“超级蒙卡”（简称SuperMC）依据DFLL模块中子学实验方案进行精确建模,并结合JEFF3.2和FENDL3.1数据库开展数值模拟计算,获得与实验对应的计算数据。其后,通过“计算实验对比”（简称C/E）分析评估中子学计算的准确性。研究显示不同中子活化箔反应率的C/E在0.78-1.10之间,产氚率C/E在1.04-1.08之间,计算与实验具有较好一致性。（3）DFLL包层全堆中子学优化设计。研究采用SuperMC构建了采用DFLL包层的中国聚变工程试验堆中子学模型,并针对可能影响全堆氚增殖性能的DFLL包层结构设计参数开展了敏感性量化分析,获得了包层不同结构对全堆增殖性能影响的敏感性趋势及规律,发现并指出第一壁护甲造成全堆氚增殖性能明显下降的现象及原因。通过对比不同第一壁护甲对氚增殖性能的影响,结合包层全堆优化布局,提出了可满足聚变堆氚自持要求的DFLL包层优化设计方案。综上所述,本文通过DFLL模块的中子学实验积累的强流中子源实验经验将为今后大尺寸模块中子学实验提供宝贵的经验。通过实验与数值模拟计算对比分析,验证了液态铅锂包层中子学数值模拟计算的准确性,为DFLL包层的全堆中子学分析与优化提供了依据。同时,开展的DFLL包层氚增殖性能敏感性趋势及规律分析和全堆中子学分析与优化,为中国聚变工程试验堆包层技术的发展和应用提供有力参考及技术支持。
张亦宁[7]（2020）在《求解中子输运方程的区块无网格方法》文中指出随着新型反应堆的开发,例如空间铀块式反应堆、小型反应堆等特殊堆型,核能系统的设计工作需要进一步深入研究。针对核能系统的数值模拟,在核能系统的开发设计和安全校核方面具有重要作用。而针对核能系统内中子通量密度分布的计算,是得到系统的辐射源和热源,是进行系统屏蔽设计、热设计等工作的前提条件。无网格方法离散节点的选取具有高自由度、与几何维度无关的特点,适用于处理复杂几何结构问题。但无网格方法的发展尚不充分,全局无网格方法具有较高的计算精度,但其系数矩阵满阵导致了计算量过大;局部无网格方法能够在一定程度上降低运算量,但由于其近似方法的缺陷导致精度不高。本文在这一基础上开展研究,主要的工作可以分为以下几个方面:提出了一种新型的区块无网格方法,有效解决了传统的局部无网格方法运算效率过低的问题。在现有的全局无网格方法和局部无网格方法的基础上,寻找到了传统方法的薄弱环节,并在数值方法上针对性地进行了改进,提出了新型的区块无网格方法。分析了新提出的区块无网格方法相对于传统的全局无网格方法和局部无网格方法的改进效果。结果表明,区块无网格方法相对于传统的全局和局部无网格方法,其计算效率大幅度提高;区块无网格方法的计算精度能够和全局方法在同一数量级上,优于局部无网格方法。建立了稳态、临界和瞬态中子输运方程的区块无网格方法数值求解模型。以空间和时间维度为线索,系统性地研究了区块无网格方法在中子输运方程数值求解中的应用效果,考察了吸收截面、散射截面、裂变截面等核物理参数,以及中子源启动方式等变量对中子输运过程的影响。研究结果表明,区块无网格方法可以有效地求解不同时空维度下的中子输运问题,针对有效增殖因数等全局参数和中子通量密度等局部参数的计算,均取得了很好的计算结果。运用新提出的区块无网格方法,建立了稳态、临界和瞬态中子扩散方程的数值求解模型。以能群数量和模型的几何复杂度为线索,系统性地研究了区块无网格方法在中子扩散问题数值求解中的应用效果。针对具有复杂几何结构的六角形燃料元件,2D-TWIGL点火堆、2D-LRA沸水堆、4G-LMFBR液态金属快堆和3D-IAEA压水堆等问题的区块无网格方法数值求解,所得到的结果皆与相应的参考值吻合很好,并且在离散点规模较小时即能够得到具有较高精确度的计算结果,表明区块无网格方法能够有效适用于中子扩散问题求解。提出了求解核热耦合问题的区块无网格方法数值策略,进行核能系统内部中子输运过程和热传导过程的耦合分析。并在此基础上,研究了核能系统的结构优化这一设计领域的关键问题。首先运用遗传算法,针对一个乏燃料运输罐进行了优化,通过改变乏燃料运输罐罐体屏蔽层的结构和各层尺寸,使得罐体内部温度变化很小的同时,罐体外的辐射强度和罐体总重量大幅度下降。通过响应面分析方法,针对一个三维压水反应堆堆芯3D-IAEA问题进行了核热耦合分析和优化,提高了其安全性和经济性指标,系统优化均取得了明显的效果。提出了运用区块无网格方法求解中子输运方程的并行计算方案。中子输运方程包含有角度、空间和能群三个具有不同物理概念的维度,本文运用Open MP方法,分别建立了基于角度分割、空间分割和能群分割的区块无网格方法并行计算方案。研究结果表明,提出的并行计算方案能够大幅度提高计算效率。开发了区块无网格方法的物理建模软件和计算软件。对于物理建模过程,开发了BRBFCM-geo3D和BRBFCM-geo2D软件,用来描述待求问题的几何结构,并进行区块划分和节点配置。对于计算过程,开发了BRBFCM软件,运用C语言开发数值求解器,运用EGE图形引擎实时显示计算过程,提高了本文所提出的区块无网格方法的易用性。
杨璞[8]（2020）在《钍基次临界氯盐堆概念设计》文中指出熔盐堆作为第四代先进核反应堆的六种候选堆型之一,具有燃料形式简单灵活,中子经济性较好等优点,在实现钍资源高效利用方面有着巨大的潜力和优势。钍基熔盐堆的研究起始于上世纪50年代,但由于燃料盐在线处理技术要求过高,石墨寿命限制、缺少研发经费等问题,钍基熔盐堆的研发进入低潮期。2010年以后,对钍基熔盐堆的兴趣开始复苏,2011年,中国科学院启动了钍基熔盐堆专项先导项目（TMSR）,TMSR提出了一条三步发展路线,最终在熔盐堆上实现钍铀循环。此外,许多私人公司也开始加入钍基熔盐堆的研发行列,如泰拉能源公司、ThorCon USA公司等。钍基熔盐堆经过将近70年的发展,目前其设计理念也出现了很大的变化,比如:不再追求高增殖能力以避免复杂的燃料在线后处理流程;尽量采用简化的堆芯设计,降低系统复杂度,避免新技术的研发,加快商业部署。在上述设计理念下,本文基于次临界氯盐快堆的物理方案,提出了钍基熔盐能量放大器（Thorium-based Molten Salt Fast Energy Amplifier,TMSFEA）的概念设计,TMSFEA采用简单的堆芯设计,堆芯中的熔盐即作为燃料也作为散裂靶,通过引入加速器提供的外中子源来补偿燃耗过程中裂变产物对中子的吸收,从而简化了燃料处理流程。基于较低的加速器束流功率需求和无需任何燃料在线处理的条件下,研究了在TMSFEA上高效钍利用的可行性。鉴于TMSFEA属于次临界堆,其堆内的中子通量密度分布与临界堆有着很大的不同,一般的燃耗计算程序无法直接用于其燃料循环方案的计算分析,因此,本文首先在现有的燃耗计算程序的基础上进行了二次开发,发展出了专门用于次临界装置燃耗计算的程序MOADS,可以用于计算次临界堆的有效增殖因数、燃耗区核素质量、外源中子效率以及外中子源强度等随燃耗的演化。MOADS的准确性已在IAEA公布的IAEA-ADS基准题模型中得到验证。TMSFEA利用加速器产生的高能质子与散裂靶发生散裂反应,产生外源中子来驱动整个次临界熔盐堆,维持链式裂变反应,并持续不断地产生能量。因此,对散裂反应的模拟以及散裂靶中子学性能分析是TMSFEA设计的基础。散裂反应包括靶核的激发过程和靶核的去激发过程,激发过程可以用核内级联模型来描述,去激发过程则可通过蒸发和裂变模型来描述。本文采用核内级联模型Bertini和蒸发模型Dresner对高能质子轰击液态铅、LBE、氯盐以及氟盐靶产生的散裂中子产额、散裂中子能谱以及能量沉积分布进行了计算,并采用核内级联模型INCL4和蒸发模型ABLA模型对上述散裂反应过程产生的散裂产物进行分析,结果表明,液态铅和LBE靶的中子产额最大,氯盐靶中子产额适中,氟盐靶的中子产额最小。相比于液态铅和LEB靶,高能质子在熔盐靶内的能量沉积分布的梯度较小,有助于热量导出。此外,采用熔盐靶无需特殊的结构材料将靶与次临界堆芯分开,有助于简化整个堆芯的结构,降低系统复杂性。TMSFEA采用单流、无慢化体的简单堆芯设计,选择具有钚-钍溶解度高,熔点合适以及散裂中子产额较高的三元氯盐NaCl-PuCl3-ThCl4作为散裂靶和燃料盐。首先通过研究质子能量和入射位置同系统能量增益的关系,发现当质子入射位置在中心偏上位置时,系统的能量增益达到最大;此外,1000 MeV是更合理、更经济的入射质子能量;其次,通过对不同材料反射层的对比分析,发现液体铅反射层对堆芯中子能谱的软化作用较小,有助于获得较大的转换比;之后又通过对不同堆芯尺寸和熔盐配比的遍历搜索最终得到TMSFEA的详细堆芯设计参数;最后,在初始束流强度小于最大束流强度4 mA的限定条件下,选定TMSFEA的系统总功率为300 MWth。在上述设计方案下,TMSFEA的初始转换比（CR）可以达到1.19,初始能量增益达到117。TMSFEA的寿期可以达到39年。到燃耗寿期结束时,有57%的钚和16%的钍被消耗,233U的裂变份额可以达到70.9%,表明了TMSFEA在无需燃料在线处理的条件下,能够高效利用钍资源。最后,为了实现核能系统的可持续发展目标,即核燃料利用率的最大化和核废料的最小化,本文结合多循环演化的概念,研究了基于离线燃料后处理的方案下的TMSFEA从初循环到第四循环的燃耗演化、中子物理性能及乏燃料特性等。研究结果表明,多循环演化过程中,系统的初始CR和钚的裂变率份额逐循环下降,与此相反,233U的裂变率份额逐循环上升,从第一循环TMSFEA启堆时的0%增长到第四循环结束时的90.4%。堆内的钚装量单调下降,到第四循环运行结束,堆内238Pu、239Pu、240Pu、241Pu和242Pu的质量和第一循环的初装堆相比,分别下降了6.17%、90.43%、41.48%、91.04%和29.22%。第一循环、第二循环以及第三循环运行过程中的233U再生比始终大于1,第四循环则是在大部分运行时间内都大与1。因此,初循环到第四循环都实现了钍-铀增殖,经过共四个循环的演化,TMSFEA的233U总净累积产量为2832.7 kg。钍的利用效率基本随燃耗线性增长,四个循环寿期末的Th利用率分别可达11.38%、18.53%、23.42%和26.49%,钍的能量贡献从初循环寿期初的0%增加到第四循环寿期末的66.9%,而第四循环的乏燃料放射性毒性比初循环堆降低了63.7%。因此,多循环演化的燃料循环方案可以明显提高TMSFEA对钍的利用效率,降低核废料的放射性毒性水平。
陈舞辉[9]（2020）在《CFETR水冷包层中子学模块设计与实验研究》文中研究指明包层作为聚变堆关键部件,承担着产氚、核热提取、中子屏蔽等重要的涉核功能。水冷陶瓷增殖剂（WCCB）包层是中国聚变工程试验堆（CFETR）一个候选包层概念。基于蒙特卡洛程序MCNP和IAEA聚变评价数据库开展中子学模拟分析表明,其设计满足氚自持的目标。为了评估WCCB包层的中子学特性和设计的工程裕量,需要开展实验模块设计和实验测量技术研究。使用DT中子源开展WCCB包层小模块中子学积分实验和相关的实验测量技术研究,获得包层产氚率、单核反应率等积分参数的理论值和实验值比值（C/E比）,对检验包层概念设计的可靠性、评价包层概念的综合性能有重要意义。本文首先针对200MW聚变功率下的WCCB包层特征,开展中子学缩比实验模块的设计。在保持中子学特点、几何材料相似性的基础上,确定了实验模块径向材料布置依次为钨、第一壁、氚增殖区、中子倍增区、冷却板、氚增殖区、中子倍增区、冷却板。随后针对氚增殖剂层数、钨铠甲、数据库、氚增殖剂厚度对实验模块关键参数的影响进行了敏感性分析。为更好的体现原有包层采用球床增殖剂的工程特点,将板状钛酸锂密度优化为单元钛酸锂球床密度,最终确定实验模块的几何尺寸为210.0mm（环向）×210.0mm（极向）×193.0mm（径向）,对优化的实验模块进行中子学计算,预测其中子通量、氚产生率及活化水平。随后对模块中子学实验中涉及的活化法测量技术及理论方法进行了研究。开发了基于NJOY的多群截面迭代加工程序、基于反卷积算法的中子能谱解谱程序。分别在252Cf中子场和DT中子场下进行实验,其中在DT中子场下单核反应率的C/E比为0.96～1.05,对所确定的活化法测量技术路线进行不确定度实验研究,在DT中子源项下使用活化法测量的不确定度约为5.06%。结合活化法测量结果,采用基于反卷积算法的解谱程序对各中子场下活化箔区域进行解谱,其中DT中子场石墨慢化体下的解谱结果验证了群截面加工和解谱程序的可靠性。基于验证的活化法测量技术,开展了 DT中子发生器环境下的缩比实验模块的中子学实验。利用Au、In、Al、Ti、Mg、Zr几种活化箔进行了反应率的测量,结果表明,热中子主导的197Au（n,g）198Au反应的C/E比范围在0.93～1.03,高能中子主导的90Zr（n,2n）89Zr反应的C/E比的范围在0.90～1.07。通过与微型锂玻璃、钛酸锂陶瓷片等其他测量技术进行对比,结果显示了活化法与其他测量技术的一致性。本文通过开展WCCB包层缩比模块中子学实验,较为系统地进行了包层中子学实验层面的活化法测量技术研究,相关参数的C/E比结果增强了包层中子学设计的信心,为后续中子学实验中基于活化法中子测量的开展奠定了基础。
李志豪[10]（2020）在《镎-237在压水堆BEAVRS模型嬗变特性研究》文中进行了进一步梳理乏燃料在相当长的时间内持续产生放射性危害,需要特别的处置方式防止其对环境造成危害。镎-237在次锕系核素（MA）中质量占比约50%,半衰期长达200万年,是乏燃料危害的主要来源之一。通过分离-嬗变（P&T）技术,镎-237在反应堆中经过中子辐照发生（n,γ）反应,再经过β-衰变会转变为钚-238,钚-238是用于生产核电池的珍贵核素。目前世界上运行的反应堆大多为压水堆（PWR）,美国麻省理工学院2013年基于商用压水堆提出了三维高精度的BEAVRS模型。因此本文基于BEAVRS模型,探究镎-237在压水堆中的嬗变特性。本文首先使用MCNP5对BEAVRS模型热态零功率（HZP）下的基准题进行模拟,经过与实测数据及其他模拟结果对比,证明了使用MCNP5进行模拟的准确性。然后经过分析,选择使用镎-237的氧化物替换原BEAVRS堆芯可燃毒物的方案进行研究,并引入了三种可燃毒物替换方案:外部替换,内部替换和均匀替换。接着使用NJOY99程序,基于ENDF/B Ⅶ.1核数据库制作了所需核素对应温度下ACE格式的核数据。最后使用MCNP5和SCALE对三种方案的有效增殖因数（keff）、燃料温度系数（FTC）、慢化剂温度系数（MTC）、燃耗及嬗变率进行模拟。与替换前BEAVRS堆对比,得出如下结论:237NpO2替换可燃毒物B2O3会使有效增殖因数减小,随替换质量的增加,减小的趋势趋缓。三种方案对燃料温度系数几乎没有影响,但会使慢化剂温度系数绝对值增大,有利于安全性。在300 kg镎-237添加量下三种方案均会降低堆芯寿期和燃耗深度。影响最小的是均匀替换方案,堆芯寿期分别达到替换前BEAVRS堆的80.7%和85.5%。同时获得三种方案最高的镎-237嬗变率,达到18.3%。寿期内镎-237消耗56.8 kg,是1000 MW级压水堆镎-237年产量的6倍,并以83.3%的转化率产生47.3 kg的钚-238,是1000 MW级压水堆钚-238年产量的近40倍。
二、快中子增殖反应堆（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、快中子增殖反应堆（论文提纲范文）
（1）棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史及现状 |
| 1.1.2 钍铀燃料循环 |
| 1.2 氢化锆慢化反应堆研究现状 |
| 1.2.1 氢化锆慢化剂 |
| 1.2.2 氢化锆慢化剂在固态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.2.3 氢化锆慢化剂在液态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.3 液态燃料熔盐堆动力学程序研究现状 |
| 1.4 主要研究内容及及论文框架 |
| 第2章 子通道热工水力学程序开发及验证 |
| 2.1 子通道分析方法 |
| 2.2 子通道热工水力学程序开发 |
| 2.3 子通道热工水力学程序验证 |
| 2.3.1 子通道热工水力学程序稳态验证 |
| 2.3.2 子通道热工水力学程序瞬态验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 稳态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 3.1 MCNP-SubTH耦合方法 |
| 3.2 MCNP-SubTH耦合程序验证 |
| 3.3 MCNP-SubTH稳态核热耦合研究 |
| 3.3.1 燃料组件层面 |
| 3.3.2 堆芯层面 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 瞬态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 4.1 群常数计算模块 |
| 4.2 三维中子扩散程序3DN |
| 4.2.1 稳态计算流程 |
| 4.2.2 瞬态计算流程 |
| 4.2.3 程序验证 |
| 4.3 多物理耦合程序3DN-SubTH |
| 4.3.1 耦合方法 |
| 4.3.2 耦合程序验证 |
| 4.4 小型氢化锆慢化熔盐堆多物理耦合特性分析 |
| 4.4.1 小型氢化锆慢化熔盐堆模型 |
| 4.4.2 稳态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.2.1 控制棒效应 |
| 4.4.2.2 燃料盐入口流速效应 |
| 4.4.2.3 燃料盐堆外回路停留时间效应 |
| 4.4.3 瞬态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.3.1 入口温度过冷 |
| 4.4.3.2 阶跃反应性引入 |
| 4.4.3.3 主泵失效事故 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 棒状氢化锆慢化熔盐堆TRU嬗变性能与安全特性初步研究 |
| 5.1 计算模型与分析方法 |
| 5.2 燃料循环性能分析 |
| 5.2.1 燃料盐 |
| 5.2.2 熔盐体积比 |
| 5.2.3 温度反应性系数 |
| 5.3 核热耦合分析 |
| 5.3.1 正常工况 |
| 5.3.2 燃料盐入口流速 |
| 5.3.3 堆芯功率 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（2）小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 钍铀燃料循环与钍利用方案 |
| 1.2.1 钍铀燃料循环 |
| 1.2.2 钍利用方案 |
| 1.3 熔盐堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的特点 |
| 1.3.2 熔盐堆的发展历程与现状 |
| 1.4 本文研究内容与研究目标 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 SCALE6.1 |
| 2.2 临界搜索和在线后处理程序 |
| 2.2.1 临界搜索计算程序(CSCC) |
| 2.2.2 在线后处理程序(MSR-RS) |
| 2.3 核热耦合程序 |
| 2.3.1 中子动力学模型 |
| 2.3.2 热工水力学模型 |
| 2.3.3 群常数加工和耦合方法 |
| 2.4 本章总结 |
| 第3章 小型重水慢化熔盐堆堆芯设计 |
| 3.1 堆芯设计目标和标准 |
| 3.2 小型重水慢化熔盐堆(S-HWMSR)系统 |
| 3.3 初始临界自动搜索与目标参数 |
| 3.4 初始中子学性能分析 |
| 3.4.1 能谱分析 |
| 3.4.2 钍铀转换性能 |
| 3.4.3 初始装载量 |
| 3.4.4 温度反应性系数 |
| 3.5 合适的堆芯栅格参数 |
| 3.6 钍铀循环性能分析 |
| 3.6.1 能谱 |
| 3.6.2 熔盐管道对初始装载量的影响 |
| 3.6.3 ~7Li对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.4 Si C和隔热层厚度对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.5 钍铀过渡性能 |
| 3.7 本章总结 |
| 第4章 堆外钍铀过渡方法及性能研究 |
| 4.1 现有堆外过渡方法和问题 |
| 4.2 重金属核素浓度恒定的堆外过渡方法 |
| 4.2.1 堆外过渡方案设计 |
| 4.2.2 重金属核素恒定的现有堆外过渡方案 |
| 4.2.3 重金属核素恒定的改进型堆外过渡方案 |
| 4.3 改进型堆外过渡分析 |
| 4.3.1 第一阶段的临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.2 第二阶段临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.3 转换比和净产量 |
| 4.3.4 堆内TRU的演化 |
| 4.3.5 毒性分析 |
| 4.4 本章总结 |
| 第5章 安全特性分析 |
| 5.1 堆芯参数和网格划分 |
| 5.2 稳态计算 |
| 5.2.1 隔热层厚度和重水速度 |
| 5.2.2 中子通量、功率和熔盐/重水温度分布 |
| 5.3 瞬态计算 |
| 5.3.1 入口温度驱动瞬态 |
| 5.3.2 重水速度驱动瞬态 |
| 5.3.3 熔盐流速驱动瞬态 |
| 5.4 本章总结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 在线后处理程序(MSR-RS)验证 |
| 附录2 核热耦合程序验证 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（3）铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 中子屏蔽理论与分析方法 |
| 1.2.1 中子输运计算理论 |
| 1.2.2 中子输运方程求解方法 |
| 1.2.3 材料中子屏蔽性能评价方法 |
| 1.3 硼铝中子屏蔽材料 |
| 1.3.1 碳化硼 |
| 1.3.2 硼铝合金 |
| 1.3.3 铝基碳化硼复合材料 |
| 1.3.4 硼铝中子屏蔽材料比较 |
| 1.4 本文研究目的和研究内容 |
| 第2章 样品制备与材料物性 |
| 2.1 材料样品制备 |
| 2.2 材料样品的物性测量 |
| 2.2.1 B_4C/Al样品的密度测量 |
| 2.2.2 B_4C/Al样品的物相测量 |
| 2.2.3 B_4C/Al样品的微观形貌和元素测量 |
| 2.3 B4C/Al复合材料的耐辐照性能 |
| 2.3.1 B_4C/Al复合材料受γ辐照影响分析 |
| 2.3.2 B_4C/Al复合材料受中子辐照影响分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 中子屏蔽性能理论与模拟分析 |
| 3.1 计算方法与模型 |
| 3.1.1 中子屏蔽计算理论与公式 |
| 3.1.2 中子屏蔽计算软件与模型 |
| 3.2 B_4C/Al复合材料对不同能量中子的屏蔽性能 |
| 3.3 B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响因素分析 |
| 3.3.1 碳化硼含量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.2 硼-10 丰度对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.3 材料密度对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 3.3.4 热中子注量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.4 散射对B_4C/Al复合材料热中子屏蔽性能影响分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 中子屏蔽性能实验验证 |
| 4.1 中子测量装置 |
| 4.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量 |
| 4.3 测量结果与分析 |
| 4.3.1 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.3 实验测量与模拟计算结果对比分析 |
| 4.3.4 碳化硼颗粒尺寸对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用 |
| 5.1 熔盐堆与燃料盐排放罐介绍 |
| 5.2 熔盐堆燃料盐中子 |
| 5.2.1 燃料盐自发衰变和裂变中子 |
| 5.2.2 燃料盐(α,n)反应中子 |
| 5.2.3 燃料盐(γ,n)反应中子 |
| 5.3 燃料盐排放罐中子屏蔽材料对比 |
| 5.4 燃料盐排放罐中子屏蔽设计 |
| 5.5 燃料盐排放罐运输过程中的中子屏蔽 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（4）铅冷快堆嬗变次锕系核素对安全性的影响研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 分离-嬗变技术研究现状 |
| 1.2.1 分离技术发展现状 |
| 1.2.2 嬗变技术研究现状 |
| 1.3 论文主要内容 |
| 第2章 研究对象及软件介绍 |
| 2.1 次锕系核素 |
| 2.2 嬗变堆芯 |
| 2.3 软件工具介绍 |
| 2.4 蒙特卡罗方法概述 |
| 2.5 MCNP程序介绍 |
| 2.5.1 栅元卡 |
| 2.5.2 曲面卡 |
| 2.5.3 材料卡 |
| 2.5.4 源定义卡 |
| 2.5.5 计数卡 |
| 2.5.6 重复结构卡 |
| 2.6 SCALE程序介绍 |
| 2.6.1 控制模块介绍 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 嬗变MA核素对堆芯安全性的影响 |
| 3.1 MA核素的添加方式 |
| 3.2 MA核素的装载对堆芯功率峰因子的影响 |
| 3.3 嬗变MA对堆芯功率展平的影响 |
| 3.4 铅冷快堆嬗变MA核素对堆芯初始keff的影响 |
| 3.5 铅冷快堆嬗变MA核素对堆芯寿期的影响 |
| 3.6 铅冷快堆嬗变MA核素对温度系数的影响 |
| 3.7 堆芯经过一定阶段的燃耗后燃料温度系数的研究 |
| 3.7.1 燃耗后堆芯建模 |
| 3.7.2 堆芯燃耗后燃料温度系数变化 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 MA核素在堆芯中嬗变棒添加方式的分析 |
| 4.1 本章引论 |
| 4.2 不同MA核素嬗变棒添加方案设计 |
| 4.3 不同MA核素嬗变棒添加方案对堆芯寿期的影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 结论 |
| 5.1 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文 |
| 致谢 |
（5）液态熔盐堆常用燃料盐增殖能力比较分析（论文提纲范文）
| 1 燃料盐成分介绍 |
| 2 快中子增殖堆 |
| 3 热中子增殖堆 |
| 4 结论 |
（6）双功能液态铅锂包层中子学实验与数值模拟研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.1.1 氚增殖包层简介 |
| 1.1.2 液态包层简介 |
| 1.1.3 包层的聚变中子学研究 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.2.1 氚增殖包层氚增殖性能 |
| 1.2.2 氚增殖包层能谱测量实验 |
| 1.3 研究目标与意义 |
| 1.3.1 研究目标 |
| 1.3.2 研究意义 |
| 1.4 论文主要内容与结构 |
| 第2章 聚变包层中子学实验方法 |
| 2.1 中子探测原理 |
| 2.2 D-T聚变中子源强测量 |
| 2.2.1 活化箔法 |
| 2.2.2 伴随粒子方法 |
| 2.2.3 反冲质子望远镜法 |
| 2.2.4 裂变电离室法 |
| 2.3 聚变包层中子能谱测量 |
| 2.3.1 多活化箔法 |
| 2.3.2 反冲质子法 |
| 2.3.3 飞行时间法 |
| 2.3.4 金刚石半导体法 |
| 2.4 聚变包层TPR测量 |
| 2.4.1 锂玻璃法 |
| 2.4.2 液闪法 |
| 2.4.3 其他方法 |
| 2.5 测量不确定度理论评估 |
| 2.6 小结 |
| 第3章 DFLL模块中子学实验 |
| 3.1 DFLL模块 |
| 3.2 中子源强在线精确测量 |
| 3.2.1 强流氘氚中子源科学装置HINEG |
| 3.2.2 探测器选择与布置 |
| 3.2.3 高纯锗探测效率刻度 |
| 3.2.4 结果分析 |
| 3.3 多活化箔反应率及能谱测量 |
| 3.3.1 活化片选择 |
| 3.3.2 包层模块、活化片布置 |
| 3.3.3 结果分析 |
| 3.3.4 多活化箔解谱 |
| 3.4 TPR测量实验 |
| 3.4.1 待测样品化学处理 |
| 3.4.2 效率刻度 |
| 3.4.3 结果分析 |
| 3.5 小结 |
| 第4章 基于DFLL模块中子学实验的数值模拟计算验证 |
| 4.1 SuperMC及数据库介绍 |
| 4.1.1 SuperMC软件 |
| 4.1.2 核数据库介绍 |
| 4.2 DFLL模块中子学模型 |
| 4.2.1 材料成分检测 |
| 4.2.2 D-T中子源描述 |
| 4.2.3 三维精细模型 |
| 4.3 C/E结果和分析 |
| 4.3.1 多活化箔反应率结果分析 |
| 4.3.2 TPR结果分析 |
| 4.4 小结 |
| 第5章 DFLL包层全堆中子学性能评估 |
| 5.1 基于CFETR的DFLL包层三维建模 |
| 5.1.1 三维中子学计算模型 |
| 5.1.2 堆芯中子源分布描述 |
| 5.1.3 中子源描述对氚增殖性能影响 |
| 5.1.4 增殖包层结构对氚增殖性能的影响 |
| 5.2 精细模型中子学性能分析与优化 |
| 5.2.1 中子壁负载 |
| 5.2.2 能量放大倍数 |
| 5.2.3 氚增殖性能分析与优化 |
| 5.2.4 屏蔽性能分析与优化 |
| 5.2.5 活化分析 |
| 5.2.6 放射性废料处理 |
| 5.3 小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.1.1 主要内容 |
| 6.1.2 论文特色与创新 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
| 在读期间参与项目及科研工作 |
（7）求解中子输运方程的区块无网格方法（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景和意义 |
| 1.2 国内外研究状况 |
| 1.2.1 中子输运过程数值求解的研究 |
| 1.2.2 无网格方法的研究 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 第2章 区块无网格方法求解中子输运方程的数学原理 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 区块无网格方法基本理论 |
| 2.2.1 局部无网格方法 |
| 2.2.2 径向基函数 |
| 2.2.3 支撑域的区块化改进 |
| 2.2.4 内边界的强化 |
| 2.3 中子输运方程 |
| 2.3.1 立体角空间的离散 |
| 2.3.2 中子输运方程的离散 |
| 2.3.3 边界条件的处理 |
| 2.4 区块方法的改进效果分析 |
| 2.4.1 平板模型 |
| 2.4.2 2D-IAEA模型 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 多维稳态、瞬态和临界中子输运问题 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 一维瞬态固定中子源问题 |
| 3.2.1 直角坐标系下的均匀源 |
| 3.2.2 直角坐标系下的中置源 |
| 3.2.3 柱坐标系下的偏置源 |
| 3.3 二维稳态中子输运问题 |
| 3.3.1 纯吸收介质 |
| 3.3.2 吸收散射介质 |
| 3.4 二维反应堆临界问题 |
| 3.4.1 二维微型沸水堆问题 |
| 3.4.2 MOX/UOX装配问题 |
| 3.5 三维中子输运问题 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 复杂几何结构下的中子扩散问题 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 中子输运方程的扩散近似 |
| 4.2.1 中子扩散方程 |
| 4.2.2 区块无网格方法离散 |
| 4.3 单群中子扩散问题 |
| 4.3.1 平板模型 |
| 4.3.2 圆柱模型 |
| 4.3.3 立方体内含球体模型 |
| 4.4 多群中子扩散问题 |
| 4.4.1 六角形燃料元件 |
| 4.4.2 四群平板 |
| 4.5 多群反应堆临界问题 |
| 4.5.1 2D-TWIGL点火堆 |
| 4.5.2 2D-LRA沸水堆 |
| 4.5.3 4G-LMFBR液态金属快堆 |
| 4.5.4 3D-IAEA压水堆 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 核能系统的核热耦合计算与性能优化 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 区块无网格方法求解核热耦合问题的数学原理 |
| 5.2.1 核热耦合方程 |
| 5.2.2 区块无网格方法离散 |
| 5.3 基于遗传算法的乏燃料运输罐优化 |
| 5.3.1 遗传算法基本原理 |
| 5.3.2 乏燃料运输罐的数值模拟 |
| 5.3.3 乏燃料运输罐的优化 |
| 5.4 基于响应面分析法的压水堆堆芯优化 |
| 5.4.1 响应面分析法的基本原理 |
| 5.4.2 压水堆堆芯的数值模拟 |
| 5.4.3 堆芯的安全性和经济性优化 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 区块无网格方法的并行计算与软件开发 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 区块无网格方法求解中子输运方程的并行计算方法 |
| 6.2.1 基于Open MP并行计算的基本原理 |
| 6.2.2 基于角度分割的并行计算 |
| 6.2.3 基于空间分割的并行计算 |
| 6.2.4 基于能群分割的并行计算 |
| 6.3 区块无网格方法的物理建模软件开发 |
| 6.3.1 物理建模软件的开发方法与运行流程 |
| 6.3.2 物理建模软件的演示示例 |
| 6.4 区块无网格方法的计算软件开发 |
| 6.4.1 计算软件的开发方法与运行流程 |
| 6.4.2 计算软件的演示示例 |
| 6.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读博士期间发表的论文及成果 |
| 致谢 |
| 个人简历 |
（8）钍基次临界氯盐堆概念设计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核能发展现状 |
| 1.2 钍资源与钍铀循环 |
| 1.2.1 钍的性质和来源 |
| 1.2.2 钍铀燃料循环特点 |
| 1.2.3 钍燃料在反应堆中的利用 |
| 1.3 熔盐堆钍利用介绍 |
| 1.3.1 熔盐堆原理及特点 |
| 1.3.2 钍基熔盐堆的研究历史与现状 |
| 1.3.3 钍基熔盐堆存在的问题及挑战 |
| 1.4 本文主要研究目标及内容 |
| 第2章 次临界系统燃耗程序开发 |
| 2.1 燃耗计算程序MOBAT |
| 2.1.1 MCNP5简介 |
| 2.1.2 ORIGEN2 简介 |
| 2.1.3 MOBAT耦合程序介绍 |
| 2.2 次临界装置燃耗计算程序MOADS |
| 2.2.1 外源中子效率 |
| 2.2.2 加速器束流 |
| 2.2.3 MOADS开发 |
| 2.2.4 程序验证 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 散裂反应原理及散裂靶中子学性能分析 |
| 3.1 散裂反应原理 |
| 3.1.1 核内级联过程 |
| 3.1.2 去激发过程 |
| 3.1.3 散裂产物 |
| 3.1.4 散裂中子 |
| 3.2 散裂反应计算模型 |
| 3.2.1 核内级联模型(INC) |
| 3.2.2 蒸发模型 |
| 3.2.3 裂变模型 |
| 3.2.4 蒸发与裂变的竞争 |
| 3.3 散裂反应计算模拟程序 |
| 3.3.1 HETC程序 |
| 3.3.2 LAHET程序 |
| 3.3.3 MCNPX程序 |
| 3.4 散裂靶中子学性能分析 |
| 3.4.1 计算方法与工具 |
| 3.4.2 计算模型 |
| 3.4.3 结果与分析 |
| 3.4.3.1 中子产额及中子能谱对比 |
| 3.4.3.2 质子入射高度选择 |
| 3.4.3.3 能量沉积计算 |
| 3.4.3.4 散裂产物计算 |
| 3.5 本章总结 |
| 第4章 钍基次临界氯盐堆中子学设计 |
| 4.1 次临界氯盐堆TMSFEA原理介绍 |
| 4.1.1 能量放大器概念 |
| 4.1.2 能量增益G |
| 4.1.3 核燃料转换比CR |
| 4.1.4 TMSFEA的设计目标 |
| 4.2 TMSFEA的设计与优化 |
| 4.2.1 TMSFEA燃料盐 |
| 4.2.2 TMSFEA加速器质子能量与束流功率 |
| 4.2.3 TMSFEA反射层设计 |
| 4.2.4 TMSFEA堆芯几何参数及熔盐配比 |
| 4.2.5 TMSFEA燃耗计算分析 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 基于多循环演化的燃料循环方案研究 |
| 5.1 多循环演化燃料循环方案介绍 |
| 5.2 多循环燃耗演化研究 |
| 5.2.1 keff、CR以及加速器束流强度演化 |
| 5.2.2 堆内易裂变核素裂变率份额变化 |
| 5.2.3 堆内主要核素的质量演化 |
| 5.3 多循环物理性能 |
| 5.3.1 堆芯能谱与中子通量密度分布 |
| 5.3.2 功率分布 |
| 5.3.3 钍的利用率 |
| 5.3.4 放射性毒性 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 特色与创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（9）CFETR水冷包层中子学模块设计与实验研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 包层模块中子学实验现状 |
| 1.2.1 日本包层中子学实验 |
| 1.2.2 欧洲包层中子学实验 |
| 1.2.3 印度包层中子学实验 |
| 1.2.4 我国包层中子学实验 |
| 1.2.5 包层中子学实验小结 |
| 1.3 中子学实验中关键测量技术 |
| 1.3.1 核反冲法 |
| 1.3.2 核反应法 |
| 1.3.3 核裂变法 |
| 1.3.4 核活化法 |
| 1.3.5 飞行时间法 |
| 1.3.6 测量技术小结 |
| 1.4 论文研究内容及意义 |
| 第2章 水冷包层实验模块设计 |
| 2.1 设计准则与分析工具 |
| 2.1.1 模块设计准则 |
| 2.1.2 输运模拟工具 |
| 2.1.3 活化分析工具 |
| 2.1.4 聚变评价中子数据库 |
| 2.2 WCCB原型包层设计 |
| 2.3 双层氚增殖层模块设计方案 |
| 2.3.1 总体设计 |
| 2.3.2 中子学分析 |
| 2.3.3 敏感性分析 |
| 2.4 双层氚增殖层模块改进方案 |
| 2.4.1 改进的方案 |
| 2.4.2 中子学分析 |
| 2.4.3 活化分析 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 活化法中子测量技术路线与方法程序 |
| 3.1 技术路线 |
| 3.2 关键程序与方法 |
| 3.2.1 多群截面加工 |
| 3.2.2 中子能谱反卷积算法 |
| 3.2.3 多群截面-反卷积方法耦合 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 活化法中子测量不确定度研究 |
| 4.1 ~（252)Cf中子源下聚乙烯慢化体内中子测量实验 |
| 4.1.1 实验过程与参数 |
| 4.1.2 测量结果与分析 |
| 4.2 DT中子源下聚乙烯慢化体内中子测量实验 |
| 4.2.1 实验过程与参数 |
| 4.2.2 测量结果与分析 |
| 4.3 DT中子源下石墨慢化体内中子测量实验 |
| 4.3.1 实验过程与参数 |
| 4.3.2 测量结果与分析 |
| 4.4 活化法总结与不确定度分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 包层实验模块中子学实验 |
| 5.1 中子学实验平台 |
| 5.2 单层材料泄露谱实验 |
| 5.2.1 钛酸锂板泄露谱 |
| 5.2.2 铍板泄露谱 |
| 5.3 模块中子学实验 |
| 5.3.1 部件参数与布局 |
| 5.3.2 实验布局 |
| 5.3.3 活化法测量实验结果与分析 |
| 5.3.4 活化法与其他方法结果验证 |
| 5.3.5 锂玻璃在线液闪测量结果 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 本文总结 |
| 6.2 本文特色与创新 |
| 6.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（10）镎-237在压水堆BEAVRS模型嬗变特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 分离-嬗变技术研究现状 |
| 1.2.1 分离技术发展现状 |
| 1.3 论文主要研究内容 |
| 第2章 研究方法介绍 |
| 2.1 蒙特卡罗程序介绍 |
| 2.1.1 MCNP程序介绍 |
| 2.1.2 NJOY程序介绍 |
| 2.1.3 SCALE程序介绍 |
| 2.2 嬗变对象及嬗变理论 |
| 2.2.1 嬗变对象选择 |
| 2.2.2 嬗变理论 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 ~(237)Np替换BEAVRS模型可燃毒物 |
| 3.1 压水堆BEAVRS模型 |
| 3.2 MCNP5对BEAVRS基准题的验证 |
| 3.3 ~(237)Np替换可燃毒物的方式 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 ~(237)Np替换可燃毒物对堆芯主要参数影响 |
| 4.1 有效增殖因数 |
| 4.1.1 有效增殖因数介绍 |
| 4.1.2 ~(237)Np对有效增殖因数影响 |
| 4.1.3 调节硼浓度使堆芯重返临界 |
| 4.2 温度系数 |
| 4.2.1 温度系数介绍 |
| 4.2.2 ~(237)Np对燃料温度系数的影响 |
| 4.2.3 ~(237)Np对慢化剂温度系数的影响 |
| 4.3 本章小结 |
| 第5章 ~(237)Np替换可燃毒物对燃耗及嬗变率的影响 |
| 5.1 燃耗 |
| 5.2 ~(237)Np对堆芯寿期以及燃耗深度的影响 |
| 5.3 三种方案嬗变率 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文 |
| 致谢 |
四、快中子增殖反应堆（论文参考文献）
- [1]棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究[D]. 朱帆. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [2]小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究[D]. 张亚朋. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [3]铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究[D]. 李长园. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [4]铅冷快堆嬗变次锕系核素对安全性的影响研究[D]. 付鹏. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [5]液态熔盐堆常用燃料盐增殖能力比较分析[J]. 唐海波,张彬航,侯周森,袁显宝,张永红. 核科学与工程, 2020(04)
- [6]双功能液态铅锂包层中子学实验与数值模拟研究[D]. 曾正魁. 中国科学技术大学, 2020(01)
- [7]求解中子输运方程的区块无网格方法[D]. 张亦宁. 哈尔滨工业大学, 2020(01)
- [8]钍基次临界氯盐堆概念设计[D]. 杨璞. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [9]CFETR水冷包层中子学模块设计与实验研究[D]. 陈舞辉. 中国科学技术大学, 2020
- [10]镎-237在压水堆BEAVRS模型嬗变特性研究[D]. 李志豪. 华北电力大学(北京), 2020(06)