导读:本文包含了堆芯参数论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:熔盐堆,熔盐堆实验,堆芯物理参数,临界参数
堆芯参数论文文献综述
于世和,李晓晓,刘亚芬,康旭忠,杨璞[1]（2019）在《熔盐实验堆堆芯物理参数研究》一文中研究指出熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,MSR在中子物理学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code),以美国橡树岭国家实验室(Oak Ridge National Laboratory,ORNL)熔盐堆实验(Molten-Salt Reactor Experiment,MSRE)为参考反应堆,系统研究了堆芯尺寸、燃料盐体积比、燃料盐重金属摩尔比、燃料盐渗透等物理参数对堆芯物理特性参数的影响。结果表明:随着堆芯尺寸增加,堆芯临界装载量有最小值;随着燃料盐体积比增加,燃料盐回路系统中重金属临界装载量先减少后增加,燃料温度系数的绝对值同样先减小后增加;燃料盐浸渗对堆芯反应性的影响,与燃料盐体积比增加对堆芯反应性产生的影响一致。本研究为2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1)设计提供理论参考。(本文来源于《核技术》期刊2019年03期）
彭靖含[2]（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）
王浩泽,李子亮,吴宏雨,马晓秋[3]（2018）在《基于金属陶瓷堆芯1000 kN核热火箭发动机系统及组件参数研究》一文中研究指出针对大推力核热火箭发动机系统设计问题,开展了基于金属陶瓷(CERMET)堆芯1000 kN核热火箭发动机系统方案研究。通过对比闭式膨胀、开式膨胀和抽气叁种循环方式的发动机系统性能,确定闭式膨胀循环为最佳系统循环方案;进行了反应堆堆芯、推力室、氢涡轮泵和再生冷却段的组件方案设计及数值仿真分析,得到反应堆氢出口温度2750 K,室压4.997 MPa,氢涡轮泵轴功43 MW,再生冷却段总温升和总流阻分别为190 K和3.3 MPa。最终获得比冲908 s的发动机系统参数。(本文来源于《载人航天》期刊2018年05期）
李天涯,王晨琳,肖鹏,王静卉,向宏志[4]（2018）在《含MOX燃料堆芯中子学参数特性研究》一文中研究指出反应性系数与反应堆的安全有着密切的关系。在反应堆正常运行工况及事故瞬态下,它起着反应性随外界条件和反应堆状态变化的动态反馈作用。由于电厂运行条件的变化,例如:反应堆功率、慢化剂温度、燃料芯块温度以及反应堆压力和慢化剂空泡份额等变化,反应性系数对这些变化产生反馈,改变中子的增殖系数Keff,使反应堆的反应性发生变化。在含MOX燃料堆芯中,由于能谱变硬,与全UO2堆芯相比,中子学参数发生变化,将给事故分析带来不同程度的影响。本文主要对含MOX燃料堆芯的慢化剂温度系数(MTC)、多普勒温度系数、停堆裕量、硼微分价值等中子学参数进行研究。研究各反应性系数在不同MOX装载份额的变化规律并分析其在MOX燃料和UO2燃料中的异同。(本文来源于《科技创新导报》期刊2018年23期）
吕牛,夏兆东,朱庆福,郑继业,王汗[5]（2017）在《APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证》一文中研究指出为验证APA-H(ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H)程序系统应用于田湾核电站1号机组(VVER1000)堆芯物理参数计算的可行性,针对田湾核电站1号机组第6~9燃料循环的燃料管理开展计算研究。对临界硼酸浓度、组件相对功率分布以及启动物理试验进行模拟计算,并与试验测量数据进行比对。结果表明,计算值与试验测量数据符合良好,满足验收准则。APA-H程序系统可用于田湾核电站1号机组的堆芯物理参数计算。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2017年05期）
孙林,陈德鸿,王明煌,蒋洁琼[6]（2017）在《基于GA的Tokamak聚变堆芯参数优化方法研究》一文中研究指出托卡马克(Tokamak)聚变堆芯参数优化设计是聚变及聚变驱动次临界堆设计的重要步骤之一。本文发展了基于遗传算法(GA)的堆芯参数优化方法并与中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队研发的系统程序SYSCODE堆芯物理模块相耦合,对堆芯参数进行优化。通过优化指定的聚变堆芯设计参数(如几何尺寸、等离子体电流、环向磁场等),并满足给定的约束条件,使得单个或多个目标达到全局"最优",对于堆芯设计具有一定参考价值。(本文来源于《核科学与工程》期刊2017年01期）
肖会文,刘国明,姚红,高鑫[7]（2016）在《长期低功率运行对CNP600堆芯中子学参数的影响》一文中研究指出随着我国能源形势的发展,核电将面临调峰运行的挑战。CNP600是我国现役的重要堆型,有必要对CNP600长期低功率运行进行评估。为了验证CNP600在长期低功率运行时中子学方面的安全性,从反应堆物理角度对CNP600长期低功率运行进行初步分析,包括长期低功率运行对堆芯径向及轴向功率分布的影响、停堆深度、焓升因子F_(△H)与功率峰因子F_Q的变化、燃耗及最大线功率的变化。计算结果显示,CNP600实行长期低功率运行对径向功率分布的改变很小,对轴向功率偏移的改变剧烈,通过控制棒的调节,可以维持轴向功率偏移的稳定;停堆深度、F_(△H)、燃耗及最大线功率密度均满足安全要求。初步的分析结果表明,CNP600在反应堆方面能满足长期低功率运行。(本文来源于《核技术》期刊2016年11期）
罗润,宋洪兵,赵福宇[8]（2016）在《MA含量对ADS堆芯动力学参数的影响研究》一文中研究指出有效缓发中子份额(βeff)、平均中子代时间(Λ)和反应性反馈系数(α)是核反应堆动力学中至关重要的参数。本文采用蒙特卡罗方法计算了加速器驱动的次临界系统(ADS)堆芯的动力学参数,并分析了次锕系核素(MA)装载量对这些参数的影响。通过在燃料中添加不同含量的MA,来研究其对ADS堆芯动力学参数的影响。结果表明,当MA在燃料中的含量从0%增加到5%时,βeff和Λ的值分别降低了18%和31%,多普勒反馈系数平均值αD由-0.56pcm/K变化到-0.36pcm/K,冷却剂反馈系数平均值αC由-2.11pcm/K变化到-1.73pcm/K。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2016年08期）
甘佺,吴斌,宋婧,程梦云,胡丽琴[9]（2016）在《基于参数的可视化裂变堆芯蒙特卡罗自动建模方法》一文中研究指出蒙特卡罗程序已经广泛应用在裂变反应堆设计和验证过程中,快速获得高效的计算模型可以有效缩短反应堆的设计周期。本研究提出并实现了一种裂变堆芯快速蒙特卡罗建模的方法,该方法基于参数可视化和层次化两种建模思想快速构建出精细裂变堆芯计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型且将其快速转换成蒙特卡罗计算模型,同时采用一种新的堆芯分段管理方法实现了大规模裂变堆模型流畅交互。基于此方法快速构建了加速器驱动次临界反应堆(Accelerator Driven Sub-critical System,ADS)的精细堆芯模型,通过与蒙特卡罗程序计算的参考结果进行对比,证明了此建模方法的高效性和可靠性。(本文来源于《核技术》期刊2016年06期）
姜夺玉,江新标,王立鹏,潘孝兵,张信一[10]（2015）在《空间核热推进粒子球床堆堆芯设计参数敏感性分析》一文中研究指出基于空间核热推进(SNTP)粒子球床堆的物理模型,研究了控制鼓外径与反射层厚度、10 B富集度及厚度、栅径比与高径比、燃料球体积填充率等对粒子球床堆堆芯设计参数敏感性的影响。结果表明:反射层厚度取决于控制鼓外径的选择;10B富集度及厚度对堆芯可控性影响较小;对于所选堆芯,存在最优栅径比,增大堆芯高径比可增加堆芯径向中子泄漏率,进而提高控制鼓的控制价值;随着燃料球体积填充率的增大,堆芯keff增大,中子泄漏减少,能谱变硬,燃料球体积填充率的变化对堆芯轴向、径向中子注量率不均匀因子影响较小。本文研究结果对粒子球床堆堆芯设计参数的选择具有指导意义。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2015年S1期）
堆芯参数论文开题报告
（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：
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。
（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。
堆芯参数论文参考文献
[1].于世和,李晓晓,刘亚芬,康旭忠,杨璞.熔盐实验堆堆芯物理参数研究[J].核技术.2019
[2].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
[3].王浩泽,李子亮,吴宏雨,马晓秋.基于金属陶瓷堆芯1000kN核热火箭发动机系统及组件参数研究[J].载人航天.2018
[4].李天涯,王晨琳,肖鹏,王静卉,向宏志.含MOX燃料堆芯中子学参数特性研究[J].科技创新导报.2018
[5].吕牛,夏兆东,朱庆福,郑继业,王汗.APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证[J].原子能科学技术.2017
[6].孙林,陈德鸿,王明煌,蒋洁琼.基于GA的Tokamak聚变堆芯参数优化方法研究[J].核科学与工程.2017
[7].肖会文,刘国明,姚红,高鑫.长期低功率运行对CNP600堆芯中子学参数的影响[J].核技术.2016
[8].罗润,宋洪兵,赵福宇.MA含量对ADS堆芯动力学参数的影响研究[J].原子能科学技术.2016
[9].甘佺,吴斌,宋婧,程梦云,胡丽琴.基于参数的可视化裂变堆芯蒙特卡罗自动建模方法[J].核技术.2016
[10].姜夺玉,江新标,王立鹏,潘孝兵,张信一.空间核热推进粒子球床堆堆芯设计参数敏感性分析[J].原子能科学技术.2015