版权说明 操作指南
首页 > 成果 > 详情

金属核燃料快中子脉冲堆核-热-力耦合计算方法研究

认领
导出
Link by 中国知网学术期刊
反馈
分享
QQ微信 微博
成果类型:
期刊论文
作者:
郭树伟;陈珍平;江新标;李达;张信一;...
通讯作者:
Chen, ZhenPing(chzping@yeah.net)
作者机构:
[郭树伟; 陈珍平; 谢金森; 于涛] School of Nuclear Science and Technology, University of South China, Hunan, Hengyang
421001, China
[江新标; 李达; 张信一; 王立鹏; 胡田亮] Northwest Institute of Nuclear Technology State Key Laboratory of Intense Pulsed Radiation Simulation and Effect, Xi’an
710024, China
[郭树伟] 421001, China<&wdkj&>Northwest Institute of Nuclear Technology State Key Laboratory of Intense Pulsed Radiation Simulation and Effect, Xi’an
语种:
中文
关键词:
脉冲堆;核热力耦合;瞬态分析
关键词(英文):
Neutrons;Nuclear fuels;Reliability analysis;Temperature;Transient analysis;ANSYS;Coupling calculation method;Fast neutrons;Metallic nuclear fuels;Neutron pulse;Neutronic/thermal-mechanical coupling;Neutronics;Operational safety;Pulse reactor;Thermal-mechanical coupling;Monte Carlo methods
期刊:
核动力工程
ISSN:
0258-0926
年:
2022
卷:
43
期:
4
页码:
31-37
机构署名:
本校为第一机构
院系归属:
核科学技术学院
摘要:
为确保快中子脉冲堆的运行安全,防止超临界脉冲对材料造成物理损伤,需要对快中子脉冲堆脉冲工况进行模拟分析。本研究针对金属核燃料快中子脉冲堆,基于点堆动力学方法、蒙特卡罗方法和有限元力学方法,对Godiva-I脉冲堆开展了核热力耦合计算分析研究。计算结果表明,反应性温度系数和裂变率与实验值吻合良好,反应性、温升、表面位移、表面应力与实际情况相符合。因此,本文建立的“核-热-力”耦合计算方法可应用于金属核燃料快中子脉冲堆的分析计算,具有一定的可靠性。
摘要(英文):
In order to ensure the operational safety of the fast-neutron pulse reactor and prevent the supercritical pulse from causing physical damage to the material, it is necessary to simulate and analyze the pulse operating conditions of the fast-neutron pulse reactor. In this study, for the fast-neutron pulse reactor with metallic nuclear fuel, the neutronic/thermal-mechanical coupling calculation and analysis of Godiva-I pulse reactor are carried out based on the point reactor dynamics method, Monte Carlo method and finite element mechanics method....

反馈

验证码:
看不清楚,换一个
确定
取消

成果认领

标题:
用户 作者 通讯作者
请选择
请选择
确定
取消

提示

该栏目需要登录且有访问权限才可以访问

如果您有访问权限,请直接 登录访问

如果您没有访问权限,请联系管理员申请开通

管理员联系邮箱:yun@hnwdkj.com