导读:本文包含了中子学论文开题报告文献综述、选题提纲参考文献及外文文献翻译，主要关键词:中子,燃耗,燃料,子群,参数,颗粒,包层。
中子学论文文献综述
李中阳,吴斌,俞盛朋,郝丽娟,宋婧[1]（2019）在《基于SaaS模式的中子学计算云平台设计与实现》一文中研究指出高保真中子学计算需要大量计算资源和高性能计算平台,而高性能计算平台操作比较繁琐,不利于设计人员使用。云平台具有超大规模、弹性服务、按需服务、易用、泛在接入等特点,对中子学计算具有较好的应用价值。本文结合云计算技术,设计研发了基于SaaS(Software as a Service)模式的中子学计算云平台,将中子学计算功能及相关数据库设置在云端运行,向终端用户提供SaaS模式计算服务。用户通过浏览器可随时随地使用计算资源,有效地提高核设计计算的工作效率。(本文来源于《核技术》期刊2019年10期）
李杰,张杰,邱阳,刘常乐,刘小刚[2]（2019）在《2GW功率下CFETR中子屏蔽的初步中子学研究》一文中研究指出在中国聚变工程实验堆(CFETR)真空室最新设计尺寸下,利用蒙特卡洛中子输运程序(MCNP)建立一维中子学模型,在2GW的聚变功率下进行了计算。分析了中子反射材料ZrH2对中子的屏蔽效果,发现200mm的反射层可以屏蔽94.3%的中子通量和94.9%的中子核热。研究CFETR在运行10个满功率年(FPY)和20FPY后,对应不同中子壁载荷的最小屏蔽包层厚度。结果显示,装置运行10FPY后中子壁载荷在1.0MW·m?2、1.5MW·m?2、2.5MW·m?2时所对应的最小屏蔽包层厚度分别为44cm、53cm、65cm;而在装置运行20FPY后,则需要在径向方向更厚的屏蔽包层才能满足中子屏蔽要求。屏蔽包层的尺寸优化将为目前阶段的CFETR先进包层设计提供参考。(本文来源于《核聚变与等离子体物理》期刊2019年03期）
涂晓兰,柴晓明,芦韡,陈定勇,郭凤晨[3]（2019）在《先进中子学栅格计算程序KYLIN-Ⅱ共振计算基准验证》一文中研究指出针对先进栅格计算程序KYLIN-Ⅱ的共振计算模块,开展了多个基准题数值验证,包括单栅元、IAEA板型燃料组件、钍基组件、多层套管型燃料组件、带可燃毒物的燃料栅格、带中心大水腔的超临界水堆燃料栅格、AFA3G含钆燃料组件基准题。验证结果表明,本文的共振计算模块适用于棒栅元方型组件、板型燃料组件、六角形组件等几何结构较复杂的问题,同时可以正确计算含有铀、钍、毒物等复杂材料的共振问题,满足未来工程使用的需求。(本文来源于《核动力工程》期刊2019年05期）
Mamoon,Ur,Rasheed[4]（2019）在《基于蒙特卡罗程序cosRMC的压水堆全堆基准题中子学分析》一文中研究指出计算机技术的最新进展使得采用精确计算方法来进行反应堆模拟与分析成为可能。因此,有必要对不同蒙特卡罗粒子输运程序进行比较,从而了解它们的限制以避免模拟中的系统误差,并为这些程序的未来改进指明方向。本研究基于Hoogenboom-Martain压水堆全堆基准题模型,采用不同蒙卡程序进行建模和计算,并对结果进行对比分析。该基准题旨在测试蒙卡程序的计算性能,并促进蒙卡程序的发展和应用。基于该基准题几何和材料参数,构造了一个完整的典型压水堆全堆模型,用于反应堆蒙卡程序cosRMC和参考蒙卡粒子输运程序的模拟。cosRMC是国家电力投资公司核电软件开发中心和清华大学联合开发的蒙卡程序。本文的计算过程分为堆芯临界计算和燃耗计算。临界计算采用了典型的压水堆堆芯装载,计算了临界状态下堆芯的有效增殖系数(keff),中子通量密度和功率分布,并与参考蒙卡程序进行对比。结果表明,keff的相对误差为0.158%,中子通量密度的相对误差为0.625%,从而验证了模型及cosRMC程序的正确性。然后,采用cosRMC对压水堆组件及小型压水堆模型进行了燃耗计算。计算结果表明,keff随着燃耗加深而下降,堆芯寿期为160天。模拟结果表明,cosRMC与参考蒙卡程序具有良好的一致性,证明了 cosRMC在裂变反应堆模拟中的准确性。(本文来源于《华北电力大学(北京)》期刊2019-06-01）
房勇汉[5]（2019）在《钍基氟盐冷却高温堆燃料球中子学性能优化研究》一文中研究指出氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor,FHR)作为第四代先进核反应堆六种候选堆型之一,采用熔盐冷却和已成熟的叁结构同向性型(TRi-structural ISOtropic,TRISO)包覆燃料颗粒技术,使其具有很多固有的安全性。本论文以FHR中燃料球为研究对象,以优化新燃料组分、燃料球的结构尺寸等参数的方式,从中子物理学上对钍燃料利用进行一系列分析,给出高燃耗并符合运行安全的燃料球结构设计。论文中的中子物理模拟采用蒙特卡洛方法,工具是采用橡树岭国家实验室开发的Standardized Computer Analyses for Lisensing Evaluatio(SCALE)6.1软件,其中分别使用SCALE 6.1中自带的CSAS6模块和TRITON模块进行临界和燃耗计算。破损率的计算采用PANAMA理论模型来进行。本论文在FHR上利用钍资源,首先考虑燃料组分和燃料球结构的问题。在六种燃料组合的对比分析基础上,选取FHR上最适合钍利用的一种燃料组合即~(233)UO_2-~(232)ThO_2进行研究。开展了燃料组分参数~(233)U占重金属比重(~(233)U/HM)从5.0%到20.0%和燃料球结构参数碳与石墨原子数比(C/HM)从66到800的研究,对这些参数在FHR上表现的中子物理性能进行对比分析,主要分析了堆芯初始剩余反应性(k_(eff))、堆芯初始温度反应性系数、转换比(CR)、燃耗和对应的易裂变核素的利用率,给出了适合这种大功率FHR的燃料球组分和结构设计参数。计算结果显示:考虑熔盐中产生空泡时堆芯应处于固有安全状态,设计上选取堆芯处在欠慢化区即k_(eff)随C/HM增大而增加的区域,并选取~(233)U/HM最高的20.0%所能达到欠慢化与过慢化的交界处的最大C/HM为400作为以后讨论的范围;进一步分析了堆芯的中子能谱和能谱因子以及堆芯的中子平衡随~(233)U/HM和C/HM的变化规律;为保证堆芯固有的负反馈的要求,将C/HM的范围缩小到304以下,并详细分析了~(233)U/HM和C/HM对堆芯燃料温度反应性系数(FTCR)、冷却剂空泡反应性系数(CVRC)、总温度反应性系数(TCR)的影响;在缩小的~(233)U/HM和C/HM范围内,分别针对固定~(233)U/HM和固定C/HM的情况,分析了堆芯的燃耗演化规律以及演化过程中的CR变化规律;为保证燃料的高效利用,引入单位易裂变核素燃耗的概念,分别固定~(233)U/HM和C/HM,对堆芯的燃耗深度和易裂变核素燃耗进行筛选,并推荐最优~(233)U利用的一种燃料球结构形式即~(233)U/HM=12.5%、C/HM=124。其次,针对以上优化的结果,选取~(233)U/HM为12.5%的燃料组分形式,对究燃料球内的TRISO包覆燃料颗粒结构开展设计优化。燃料球内的TRISO包覆燃料颗粒采取紧挨着彼此的排布方式,分别对其kernel半径、包覆层厚度和包覆层密度进行研究。对比分析了kernel半径从0.005 cm~0.06 cm情况下的堆芯初始剩余反应性、堆芯初始中子能谱和能谱因子。在FHR中,kernel半径的改变仍需要空泡产生时堆芯安全的问题,将kernel半径优化范围缩小为0.01 cm~0.06 cm。对kernel半径的优化也要保证堆芯固有的温度负反馈要求,研究了堆芯温度反应性系数(TCR)随kernel半径的变化情况。计算结果显示:TCR都为负值且随kernel半径的增大逐渐变小,当kernel大于0.04 cm时,负反馈随kernel半径变化不明显,将kernel半径优化的范围缩小为0.01 cm~0.04 cm。裂变气体的行为会影响TRISO包覆燃料颗粒的安全性,分析了不同kernel半径情况堆芯主要的裂变气体氙(Xe)、氪(Kr)、碘(I)随燃耗的变化情况,将kernel半径优化的范围缩小为0.015 cm~0.025 cm。基于PANAMA模型统计出kernel半径在0.015cm~0.025 cm范围内燃料球中TRISO包覆燃料颗粒的破损率随kernel半径的变化规律,将kernel半径尺寸确定为破损率最小的0.015 cm。针对不同kernel半径,分别开展包覆层厚度和密度的研究,分析它们对堆芯中子物理特性的影响。计算结果显示:疏松热解炭(PrC)层和内致密热解炭层的厚度对k_(eff)的影响较大,且PrC层的厚度增加有助于破损率降低,碳化硅(SiC)层的厚度减少,会使破损率增加,密度变化对k_(eff)的影响很小。最终确定TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径为0.015 cm,包覆层的厚度和密度仍适用。最后,在上面研究结果的基础上,对燃料球的尺寸进行优化研究,主要分析了燃料球的内径、外径和包壳厚度对堆芯中子物理特性的影响。为确保堆芯达到足够深的燃耗,燃料球的内径和燃料球的外径需要设计偏大;燃料球的包壳厚度需要降低,本论文中以燃料球包壳厚度为0.3 cm为宜。对燃料球尺寸设计也要保证堆芯固有的负反馈和低破损率的要求。保持燃料球包壳厚度为0.3 cm不变,对燃料球的外径进行优化研究,分析了TCR和TRISO包覆燃料颗粒的破损率随燃料球外径的变化情况。燃料球外径越大,TCR越低,破损率越大。最终,给出燃料球尺寸的推荐即燃料球的内径为2.1 cm,燃料球的外径为2.4 cm。这种尺寸设计的燃料球使堆芯燃耗为120 GWd/tHM,TCR为-2.935 pcm/K,破损率为4.511×10~(-7)。以上的分析从燃料球和TRISO包覆燃料颗粒设计角度在FHR和钍基熔盐堆(TMSR)上实现有效钍利用具有一定的参考价值。(本文来源于《中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所)》期刊2019-05-01）
李夏[6]（2019）在《聚变水冷包层中子学分析研究》一文中研究指出包层是磁约束聚变反应堆的核心部件。为了向热工水力学设计和核安全分析提供源项、评价聚变包层的产氚性能、分析材料辐照损伤和包层材料寿命,需要作大量的中子学计算。本论文目的在于以中国聚变工程实验堆(CFETR)水冷固态陶瓷增殖剂(WCCB)包层、欧洲DEMO水冷锂铅(WCLL)包层以及结构材料为分析对象,应用辅助建模工具McCad开发叁维中子学模型,并通过蒙特卡罗粒子输运程序MCNP和活化计算程序FISPACT,完成中子学分析,从而为包层优化与材料选择提供中子学数据支持。首先,本论文基于CFETR-2018模型和WCCB包层结构方案,建立了较为精细的WCCB 3D中子学模型,使用MCNP研究了在不同聚变功率下WCCB包层的中子壁负载、氚增殖率、核热沉积和材料辐照损伤。结果显示,在200MW到1.5GW聚变功率、并初步考虑窗口效应条件下,WCCB包层氚增殖率满足CFETR氚自持要求(TBR≥1.1);1.5GW聚变功率下WCCB包层的总核热功率达到1410.78MW,能量倍增因子为1.175;包层第一壁铠甲和第一壁钢受到最大辐射损伤分别为6.767 dpa/FPY和10.335 dpa/FPY。另外,通过CFETR-WCCB一维中子学计算,分析了中子辐照对磁体影响,初步结果显示WCCB包层满足屏蔽要求。其次,本论文基于WCLL包层多模块设计(MMS),开发了WCLL 3D中子学模型,嵌入CFETR简化模型中进行中子学分析。经验证,WCLL包层设计满足CFETR产氚要求(TBR=1.19),外包层TBR贡献占所有包层的74.47%,内包层占25.53%,WCLL包层能够提供TFC所需的内屏蔽性能。根据同一CFETR主机模型开发了WCCB包层3D模型,比较了两者的氚增殖性能。此外,本论文以CFETR-WCCB包层为参考研究对象,开展了新型马氏体耐热钢SIMP钢应用于聚变堆的研究。通过MCNP与FISPACT活化耦合计算,分析了SIMP钢的放射性比活度、衰变热、接触剂量率、清洁解控指数和材料辐照损伤,并和EUROFER-97、F82H等典型RAFM钢作了低活化特性比较。模拟结果表明,SIMP钢体现出较好的低活化特性,从低活化的角度可应用于聚变包层。(本文来源于《中国科学技术大学》期刊2019-05-01）
杨伟焱,汤春桃,杨波,张宏博,费敬然[7]（2019）在《堆芯在线监测系统SOMPAS中子学计算核心测试验证》一文中研究指出SOMPAS是上海核工程研究设计院有限公司(SNERDI)开发的堆芯在线监测系统,其中子学计算核心为SNERDI最新开发的堆芯核设计系统SCAP。SCAP在SOMPAS中应用前必须进行全面的测试,特别是与电厂实测值比较,以验证确认其精度、可靠性和适用性等。测试验证对象为我国自主开发的300 MWe级核电站,涵盖秦山一期和恰希玛1、2号机组总共32个循环的电厂实测数据。数值计算结果表明,SCAP具有很高的计算精度和可靠性,满足作为中子学计算核心在SOMPAS中应用的要求。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年07期）
李满仓,刘仕倡,秦冬,于颖锐,王侃[8]（2019）在《FCM燃料压水堆弥散可燃毒物中子学分析》一文中研究指出为将全陶瓷微胶囊封装(FCM)燃料应用于小型压水堆,对FCM燃料组件开展了可燃毒物中子学设计与分析。通过寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末残留3个方面,对弥散在SiC基体中的弥散型可燃毒物Gd_2O_3、Er_2O_3、Sm_2O_3、Eu_2O_3、Dy_2O_3及HfO_2进行评价。FCM燃料中TRISO颗粒核芯直径达800μm,燃料颗粒自屏效应强烈,在RMC程序中引入随机介质计算功能,对FCM燃料进行随机几何建模,保证了反应性计算精度。分析表明:Er_2O_3可作为FCM燃料堆芯的候选可燃毒物,Gd_2O_3和Eu_2O_3需结合堆芯开展进一步研究,Sm_2O_3、Dy_2O_3及HfO_2的反应性惩罚过大,不适合作为FCM燃料可燃毒物。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2019年07期）
袁宝新,郑杰,杨万奎,曾和荣[9]（2019）在《基于ICEM-CFD的中子学力学耦合程序研制》一文中研究指出目的针对反应堆工程分析中面临的中子学力学耦合这一问题,在同一软件框架下实现中子学力学多物理场计算。方法利用商业CAD前处理软件ICEM-CFD对堆芯几何进行网格剖分,开发基于有限元方法的中子学力学耦合计算程序,对同一堆芯网格划分进行中子学和力学计算。结果初步实现了基于同一软件框架下网格层面的中子学力学耦合计算,得到了中子学力学初步耦合的计算结果。结论通过基准例题对程序进行计算校验,该耦合程序计算能力是可信的。(本文来源于《装备环境工程》期刊2019年02期）
彭靖含[10]（2018）在《双富集度堆芯燃料管理方案对中子学参数影响研究》一文中研究指出采用SCIENCE V2程序包研究双富集度堆芯方案对中子学参数的影响。在不改变新组件布局的情况下,通过调整新组件富集度和可燃毒物数量实现64组新组件平衡循环燃料管理方案,新组件富集度选为4.45%和4.95%,考虑了1:0、2:1、1:1、1:2、0:1等5种典型富集度比例。研究了不同比例双富集度方案对堆芯通用核数据和关键中子学参数、特定事故中子学参数等堆芯特性的影响。结果表明,在新组件数目固定的情况下,双富集度堆芯的循环长度依然具备很大的灵活性;不同比例双富集度方案不影响通用核数据和关键中子学参数及特定事故中子学参数的安全分析限值。(本文来源于《核动力工程》期刊2018年S2期）
中子学论文开题报告
（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：
在中国聚变工程实验堆(CFETR)真空室最新设计尺寸下,利用蒙特卡洛中子输运程序(MCNP)建立一维中子学模型,在2GW的聚变功率下进行了计算。分析了中子反射材料ZrH2对中子的屏蔽效果,发现200mm的反射层可以屏蔽94.3%的中子通量和94.9%的中子核热。研究CFETR在运行10个满功率年(FPY)和20FPY后,对应不同中子壁载荷的最小屏蔽包层厚度。结果显示,装置运行10FPY后中子壁载荷在1.0MW·m?2、1.5MW·m?2、2.5MW·m?2时所对应的最小屏蔽包层厚度分别为44cm、53cm、65cm;而在装置运行20FPY后,则需要在径向方向更厚的屏蔽包层才能满足中子屏蔽要求。屏蔽包层的尺寸优化将为目前阶段的CFETR先进包层设计提供参考。
（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。
中子学论文参考文献
[1].李中阳,吴斌,俞盛朋,郝丽娟,宋婧.基于SaaS模式的中子学计算云平台设计与实现[J].核技术.2019
[2].李杰,张杰,邱阳,刘常乐,刘小刚.2GW功率下CFETR中子屏蔽的初步中子学研究[J].核聚变与等离子体物理.2019
[3].涂晓兰,柴晓明,芦韡,陈定勇,郭凤晨.先进中子学栅格计算程序KYLIN-Ⅱ共振计算基准验证[J].核动力工程.2019
[4].Mamoon,Ur,Rasheed.基于蒙特卡罗程序cosRMC的压水堆全堆基准题中子学分析[D].华北电力大学(北京).2019
[5].房勇汉.钍基氟盐冷却高温堆燃料球中子学性能优化研究[D].中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所).2019
[6].李夏.聚变水冷包层中子学分析研究[D].中国科学技术大学.2019
[7].杨伟焱,汤春桃,杨波,张宏博,费敬然.堆芯在线监测系统SOMPAS中子学计算核心测试验证[J].原子能科学技术.2019
[8].李满仓,刘仕倡,秦冬,于颖锐,王侃.FCM燃料压水堆弥散可燃毒物中子学分析[J].原子能科学技术.2019
[9].袁宝新,郑杰,杨万奎,曾和荣.基于ICEM-CFD的中子学力学耦合程序研制[J].装备环境工程.2019
[10].彭靖含.双富集度堆芯燃料管理方案对中子学参数影响研究[J].核动力工程.2018
论文知识图
