中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
压力管嵌入式燃料部件内冷却剂管道间不存在横向交混,若燃料辐照肿胀或碎片进入冷却管道内，容易引发堵流事故,造成局部冷却条件恶化,使燃料烧毁。考虑到次临界能源包层流动路径长、方向弯曲等特点,针对入口堵流事故提出一种多尺度热工模拟方法,通过RELAP5程序给计算流体力学(CFD)软件提供边界条件,对核功率密度最高的燃料部件入口处第一排单根流道部分堵塞和全部堵塞工况进行数值模拟,分析事故条件下燃料热工安全特性。结果表明：第一排单根流道部分堵塞时燃料温度仍满足安全限值,而全部堵塞时峰值温度将超过燃料相变温度限值。
燃料温度 燃料部件 流道堵塞 计算流体力学 fuel temperature plate-type fuel component flow blockage computational fluid dynamics 强激光与粒子束
2015, 27(9): 096003
中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数.上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值.为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法.通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析.
中子注量 300#研究堆 蒙特卡罗方法 等效计算 accumulative neutron fluence rate Swimming Pool Research Reactor-300 Monte Carlo equivalent calculation 强激光与粒子束
2015, 27(7): 076006
中国工程物理研究院 核物理与化学研究所， 四川 绵阳 621900
基于MCNP程序对300#研究堆首炉堆芯进行精细建模，通过并行计算方式得到了实验临界棒位下堆芯的有效增殖因数为1.002 29，与临界值之间的相对误差为0.229%，验证了物理模型的正确性。探讨并解决了并行计算的中断与接续问题，提出了体通量计数与点探测器计数应用中的合理化建议，即对大体积空间计数时尽量使用体通量计数。计算值与实验值对比结果表明: 两者在3 MW功率水平下热中子通量密度相差4.6％，符合得较好。
中子反应堆 临界计算 MCNP程序 并行计算 接续运行 neutron reactor criticality calculation MCNP code parallel calculation continue-run 强激光与粒子束
2012, 24(12): 3001
