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为研究熔盐堆系统在商业应用中的价值,分析其是否满足电网负荷的变化需求和安全运行的能力,本文以1 GWt球床式氟盐冷却高温堆(PB-FHR)为研究对象,仿真计算其在负荷跟踪模式下的瞬态行为和运行特性。以RELAP5/MOD4.0程序为研究工具,并植入相关的熔盐物性与计算关系式,建立氟盐冷却高温堆的热工水力系统与功率控制系统的仿真模型,对典型负荷工况参数变化情况下控制系统的响应特性进行仿真分析。结果表明:该氟盐冷却高温堆系统在设计的控制逻辑的调控下,展示出良好的负荷跟踪运行能力,堆芯功率能迅速响应负荷变化,功率超调和温度超调小,反应堆的运行参数始终处于合理的运行范围内。 相似文献
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High-energy heavy-ion collisions produce abundant hyperons and nucleons. A dynamical coales- cence model coupled with the ART model is employed to study the production probabilities of light clusters, deuteron (d), triton (t), helion (3He), and hypertrito 相似文献
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The correlation between neutron-to-proton yield ratio (Rnp) and neutron skin thickness (δnp) in neutron-rich projectile induced reactions is investigated within the framework of the Isospin-Dependent Quantum Molecular Dynamics (IQMD) model. The density di 相似文献
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寿期内中子通量、核素浓度和功率分布的轴向形状均保持恒定(Constant Axial shape of Neutron flux,nuclide densities and power shape During Life of Energy produced,CANDLE)是实现原位增殖-焚烧(Breed-and-Burn,BB)模式的一种燃耗策略。CANDLE堆经易裂变燃料或外中子源进行点火,启动后由增殖燃料的燃烧实现自稳运行。若要CANDLE堆自稳运行于k_(eff)=1,必须对堆芯几何及燃料体积分数进行配置优化。最优配置方案可通过蒙特卡罗方法模拟CANDLE堆芯,根据有效增殖因子筛选得出。但该方法需耗费大量的计算时间,若采用1D模型近似模拟,并结合中子平衡方法进行分析,便可大幅节约计算时间,获得具有指导性意义的结果。本文将论证该方法的可行性,并应用该方法估算钠冷贫铀CANDLE堆半径在100 400 cm、燃料体积分数在35%60%变化时的最优配置。 相似文献
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熔盐堆的进出口通道与堆芯相互连通,流动的液态燃料可以在通道和堆芯间自由穿行,有别于具有固定边界条件传统固体燃料反应堆。本文基于蒙特卡罗程序MCNP,以MSRE为参考反应堆,系统研究了熔盐堆不同燃料区域对反应堆物理的影响,其内容包括堆罐顶部和底部燃料,流通管道内燃料。分析了不同边界条件下的堆芯物理,给出了有效堆芯区域。结果表明,堆罐顶部和底部燃料对有效增殖因子(keff)和能谱影响较大,出口管道半径小于25 cm对有效增殖因子影响不大,管道长度超过20 cm后对有效增殖因子的扰动可以忽略,从而为熔盐堆的设计和计算程序的开发提供了理论基础。 相似文献
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有效缓发中子份额(βeff)是研究反应堆动力学特性的关键参数。在液态燃料熔盐堆(MSR)中,燃料流动引起缓发中子先驱核(DNP)在堆内的再分布,并使部分DNP在堆外回路衰变,从而导致βeff的计算方法与固态燃料反应堆不同。为评估石墨慢化通道式熔盐堆内燃料流动引起的反应性损失,研究缓发中子随燃料的流动行为,同时为堆设计和安全分析提供依据,分别基于解析方法和数值方法推导了计算βeff的数学模型,计算了熔盐实验堆(MSRE)在额定工况下的DNP损失份额和堆内DNP浓度分布,并分析了燃料在堆外流动时间和入口流量对βeff的影响。结果表明:两种方法均可对DNP行为提供合理描述;固定燃料在堆外流动时间,βeff随入口流量的增加而减小;固定入口流量,βeff随燃料在堆外流动时间的增加而减小,80 s后趋于稳定。 相似文献
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钍基氟盐冷却高温堆(Thorium-based Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor,PBTFHR)作为第四代核反应堆的堆型之一,其燃料元件由TRISO(TRi-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒组成,具有较好的中子性能和安全性。本工作采用SCALE 6.1程序开展PB-TFHR的临界和燃耗性能计算,结合PANAMA模型研究包覆燃料颗粒的破损率,分析了PB-TFHR中TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径、包覆层的厚度和密度对堆芯中子学性能、裂变气体氪、氙和碘产量及包覆燃料颗粒破损率的影响,给出优化的包覆燃料颗粒结构,为其物理设计提供参考。研究发现:当保持包覆层的厚度和密度不变时,较大的kernel半径(≥0.01 cm)可使堆芯处于欠慢化区,且堆芯温度反应性系数均为负值;在相同的燃耗下,kernel半径越小,堆芯中裂变气体的生成量越少,且包覆颗粒的破损率越小;当保持包覆层密度不变,只改变包覆层的厚度时,疏松热解炭层和内致密热解炭层的厚度对keff有较大影响;而当保持包覆层厚度不变只改变包覆层的密度对keff影响较小。 相似文献