中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621900
高温核反应堆在磁流体发电和核火箭等领域有良好的应用前景。高温反应堆具有堆芯温度高、结构复杂等特点,其中子物理性能参数的计算难度较大。研究了高温核反应堆瞬发中子代时间的计算方法,介绍了多种方法的计算原理和一种新型高温核反应堆的计算结果。研究表明,对于相同的反应堆模型,几种方法的计算结果符合较好,计算结果可信。
高温反应堆 瞬发中子代时间 反应堆物理计算 蒙特卡罗方法 high temperature reactor prompt neutron generation time reactor physics calculation Monte Carlo method 强激光与粒子束
2017, 29(5): 056009
清华大学 核能与新能源技术研究院, 先进核能技术协同创新中心, 先进反应堆工程与安全教育部重点实验室, 北京 100084
研究了JFNK框架下高温堆中子扩散问题的求解方法。研究结果表明，JFNK方法在求解与源迭代相同形式中子扩散方程时，相对残差下降趋势为逐渐加快并趋于稳定，有利于更高求解精度的实现。使用通量归一化附加方程可以获得更好的JFNK非线性迭代特性，但在算例中其部分牛顿修正方程求解时间偏多，总计算时间高于显式有效增殖系数附加方程法，需要研究更高效的JFNK预处理方法对线性求解环节进行改善。
高温堆 中子扩散方程 附加方程 源迭代 high temperature reactor neutron diffusion equation additional equation source iteration JFNK JFNK 强激光与粒子束
2017, 29(3): 036024
清华大学 核能与新能源技术研究院， 北京 100084
球床模块式高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件，在反应堆运行过程中，不断排出的乏燃料球将被装入乏燃料贮罐。乏燃料贮罐应选取适当的材料和厚度，对光子和中子进行有效屏蔽，使罐外的剂量率满足相应的限值要求。为此，使用张弛长度法和蒙特卡罗模拟法研究乏燃料贮罐的中子屏蔽性能。屏蔽材料为铁和含硼聚乙烯，计算了铁和不同B4C含量聚乙烯的屏蔽性能，并给出了乏燃料贮罐装满乏燃料球后，乏燃料球自吸收对贮罐外剂量率的影响。两种方法计算结果吻合很好，可以为实际工程中的屏蔽设计提供参考意见。
高温堆 乏燃料 屏蔽性能 蒙特卡罗模拟 high temperature reactor spent fuel shielding effect Monte Carlo simulation
