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基于快堆堆芯中子学计算软件MOSASAUR的物理-热工耦合计算方法研究: 1; 作者张斌王连杰 +1 位作者娄磊赵晨《原子能科学技术》北大核心 2025年第3期656-665,共10页; 为满足快堆堆芯稳态及瞬态分析计算,本文在铅冷快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的基础上,开展了物理-热工耦合计算方法研究。MOSASAUR程序是基于确定论两步法计算策略,由截面生成、能谱修正、堆芯计算及不确定性分析4个模块组成。本文... 展开更多; 关键词多物理耦合铅冷快堆瞬态分析热工水力计算 MOSASAUR; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于氧化腐蚀行为的铅铋堆燃料组件多物理耦合特性研究被引量：1: 2; 作者季旭柴翔 +1 位作者张乐福刘晓晶《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期2139-2152,共14页; 氧是铅铋堆中最具应用潜力的非金属缓蚀剂,在冷却剂中添加一定浓度的氧,可在结构材料表面生成保护性氧化膜,可以极大程度上缓解液态铅铋对结构材料的腐蚀。在铅铋堆中,氧化层的生长-去除行为受温度、氧浓度、冷却剂流速、时间等多种因... 展开更多; 关键词核-热-材耦合氧化腐蚀铅铋堆燃料组件面向对象的多物理场仿真环境; 在线阅读下载PDF 职称材料

KRUSTY-HEU热管空间堆体积优化及热力耦合特性研究: 3; 作者张开辉庄坤 +4 位作者张欣欣王森山邓丽娜王永战王莹桢《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1250-1260,共11页; 空间热管堆具有小型化、长寿期、环境适应性强等优点,在航天领域中有广阔的应用前景。本文针对由洛斯阿拉莫斯国家实验室提出的高富集度热管空间堆高浓缩铀方案KRUSTY-HEU,在保持反应性不变的前提下,通过添加慢化剂材料的方法进行体积优... 展开更多; 关键词空间堆 KRUSTY HEU 中子物理学热力耦合分析; 在线阅读下载PDF 职称材料

数值反应堆及CVR1.0研究进展被引量：15: 4; 作者杨文胡长军 +2 位作者刘天才汪岸吴明宇《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1821-1832,共12页; 数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(V&V)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应... 展开更多; 关键词数值反应堆多物理耦合中子物理热工水力材料计算; 在线阅读下载PDF 职称材料

数值反应堆原型系统开发及示范应用研究进展被引量：8: 5; 作者杨文胡长军 +3 位作者刘天才吴明宇王昭顺姜强《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第9期1537-1546,共10页; 数值反应堆是当前核反应堆工程与技术领域国内外研发热点之一。本文介绍了国家重点研发计划“数值反应堆原型系统开发及示范应用”重点专项总体研发进展,包括数值反应堆原型系统CVR1.0、核心软件开发与验证、多物理耦合进展,以及数值反... 展开更多; 关键词数值反应堆多物理耦合中子物理热工水力材料模拟; 在线阅读下载PDF 职称材料

反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述被引量：1: 6; 作者王钦马占军 +1 位作者王金成丁铭《核安全》 2023年第2期52-58,共7页; 在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松... 展开更多; 关键词物理热工耦合数值仿真反应堆安全分析核热耦合现象松耦合外耦合; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于快堆堆芯中子学计算软件MOSASAUR的物理-热工耦合计算方法研究: 1; 作者张斌王连杰娄磊赵晨; 机构中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室; 出处《原子能科学技术》北大核心 2025年第3期656-665,共10页; 基金国家自然科学基金(12205283,12075228)。; 文摘为满足快堆堆芯稳态及瞬态分析计算,本文在铅冷快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的基础上,开展了物理-热工耦合计算方法研究。MOSASAUR程序是基于确定论两步法计算策略,由截面生成、能谱修正、堆芯计算及不确定性分析4个模块组成。本文采用刚性限制法求解三维时空动力学方程,拓展了MOSASAUR中堆芯计算中的瞬态分析能力;基于子通道程序COBRA-YT扩展了其对液态金属冷却反应堆的热工水力计算能力,并与MOSASAUR耦合,作为热工反馈模块;采用不动点迭代法耦合了物理中子场及温场,最终形成了快堆堆芯稳态及瞬态的物理热工耦合计算。本文采用LMW基准题和ORAL19棒束问题分别对三维时空动力学计算和热工水力计算进行了模块验证;基于MicroURANUS堆芯进行了堆芯稳态及瞬态耦合计算的验证。数值结果显示,基于快堆堆芯中子学计算程序MOSASAUR的多物理耦合计算具有较高的计算精度。; 关键词多物理耦合铅冷快堆瞬态分析热工水力计算 MOSASAUR; Keywords multi-physics coupling lead cooled fast reactor transient analysis thermal hydraulic calculation MOSASAUR; 分类号 TL33 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于氧化腐蚀行为的铅铋堆燃料组件多物理耦合特性研究被引量：1: 2; 作者季旭柴翔张乐福刘晓晶; 机构上海交通大学核科学与工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第10期2139-2152,共14页; 基金上海市2020年度“科技创新行动计划”技术带头人项目(20XD1434100)。; 文摘氧是铅铋堆中最具应用潜力的非金属缓蚀剂,在冷却剂中添加一定浓度的氧,可在结构材料表面生成保护性氧化膜,可以极大程度上缓解液态铅铋对结构材料的腐蚀。在铅铋堆中,氧化层的生长-去除行为受温度、氧浓度、冷却剂流速、时间等多种因素影响,同时氧化层的生长也改变了堆芯的热工水力特性和中子物理参数,因此,研究铅铋堆的氧化腐蚀场、热工水力场和中子物理场的耦合作用对铅铋堆应用有重要意义。本文基于MOOSE(面向对象的多物理场仿真环境)平台搭建了核-热-材多物理场耦合框架,开展了铅铋堆在基准工况下的核-热-材耦合分析,并研究了氧浓度和冷却剂入口温度对关键耦合参数时序变化规律和氧化层分布的影响。结果表明,基准工况下氧化腐蚀10 000 h后,燃料组件包壳表面的氧化层平均厚度约为9.86μm,燃料最大温升为13.36 K,k_(eff)下降7 pcm;氧浓度升高可以极有效地抑制磁铁矿溶解,但达到一定浓度后氧浓度的升高对Fe-Cr尖晶石的生长促进作用较小;冷却剂入口温度的升高会导致组件中心处包壳壁面的磁铁矿去除速率增大,并且可以大幅促进Fe-Cr尖晶石的生长。; 关键词核-热-材耦合氧化腐蚀铅铋堆燃料组件面向对象的多物理场仿真环境; Keywords neutronics-thermal-hydraulics-material coupling oxidation corrosion lead-bismuth cooled fast reactor fuel assembly multi-physics object-oriented simulation environment; 分类号 TL99 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名KRUSTY-HEU热管空间堆体积优化及热力耦合特性研究: 3; 作者张开辉庄坤张欣欣王森山邓丽娜王永战王莹桢; 机构南京航空航天大学; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1250-1260,共11页; 基金国家自然科学基金青年基金(12205150) 江苏省自然科学基金青年基金(BK20210304) 中国博士后基金站前特别资助项目(2019TQ0148)。; 文摘空间热管堆具有小型化、长寿期、环境适应性强等优点,在航天领域中有广阔的应用前景。本文针对由洛斯阿拉莫斯国家实验室提出的高富集度热管空间堆高浓缩铀方案KRUSTY-HEU,在保持反应性不变的前提下,通过添加慢化剂材料的方法进行体积优化,减小控制棒的体积并降低反射层厚度,用以降低航天器的发射成本和发射载荷。在慢化剂布置方面,本文提出了芯块内层添加慢化剂、芯块内部中间层添加慢化剂和慢化剂与燃料弥散3种方案,并对反应性和安全性进行对比。结果表明,芯块内层添加慢化剂方案优于其他两种方案,最低的反射层厚度为8.69 cm,较之前降低了3.11 cm,体积降低了约30%。针对优化后的方案进行了中子学和热力学分析,结果表明温度对反应性影响较小且移动反射层能够很好地控制反应性,同时燃耗引起的反应性损失较小。在正常运行时,堆芯温度和热位移与之前相差不大,热应力最大处为慢化剂和芯块的交界面,超过了堆芯材料屈服极限。通过在慢化剂和芯块间添加间隙,在材料屈服极限内有效地降低了热应力。单管失效分析表明堆芯温度、位移和热应力发生变化,但未影响其安全性。综上所述,本文提出的芯块内层添加慢化剂方案可有效降低KRUSTY-HEU的体积,热力耦合特性表明优化后的堆芯仍具有较高的安全性和稳定性。; 关键词空间堆 KRUSTY HEU 中子物理学热力耦合分析; Keywords space reactor KRUSTY HEU neutron physics thermal-mechanical coupling; 分类号 TL329 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名数值反应堆及CVR1.0研究进展被引量：15: 4; 作者杨文胡长军刘天才汪岸吴明宇; 机构中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京科技大学; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1821-1832,共12页; 基金国家重点研发计划重点专项资助项目(2017YFB0202301,2017YFB0202300); 文摘数值反应堆是基于先进耦合建模技术、大规模并行计算技术、先进的验证与确认(V&V)等技术,建立在超级计算机上,可实现实际反应堆各种物理过程高精细模拟预测的复杂软件系统。它是实际反应堆“外在”和“内在”的镜像,是先进的核反应堆设计优化、高效运行、事故预测和应急以及新材料研发等的试验验证平台。本文在简略综述国内外典型数值反应堆研究成果的基础上,描述了本课题组近期开发的数值反应堆核心软件组成体系,分析了数值反应堆对计算资源和存储资源的需求,并介绍了目前正在开展的中国数值反应堆原型系统(CVR1.0)的研究进展。进展主要包括:两相子通道热工水力模拟软件、单相CFD热工水力模拟软件、多尺度材料辐照损伤模拟软件、直接3D中子输运特征线法模拟软件,以及这些软件与欧美CASL、NEAMS、RPV等相关软件的对比和在神威、曙光等超级计算机上的测试结果。; 关键词数值反应堆多物理耦合中子物理热工水力材料计算; Keywords virtual nuclear reactor multi-physics coupling neutronics thermal-hydraulics materials calculation; 分类号 TL32 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名数值反应堆原型系统开发及示范应用研究进展被引量：8: 5; 作者杨文胡长军刘天才吴明宇王昭顺姜强; 机构中国原子能科学研究院北京科技大学; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第9期1537-1546,共10页; 基金国家重点研发计划重点专项(2017YFB0202300)。; 文摘数值反应堆是当前核反应堆工程与技术领域国内外研发热点之一。本文介绍了国家重点研发计划“数值反应堆原型系统开发及示范应用”重点专项总体研发进展,包括数值反应堆原型系统CVR1.0、核心软件开发与验证、多物理耦合进展,以及数值反应堆原型系统初步示范应用。; 关键词数值反应堆多物理耦合中子物理热工水力材料模拟; Keywords virtual nuclear reactor multi-physics coupling neutronics thermal-hydraulics materials simulation; 分类号 TL32 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述被引量：1: 6; 作者王钦马占军王金成丁铭; 机构海装沈阳局驻葫芦岛地区某军事代表室海军参谋部核安全评估保障室哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室; 出处《核安全》 2023年第2期52-58,共7页; 文摘在反应堆运行过程中,包含多个性质不同却相互联系的物理现象,涉及反应堆物理、热工水力、材料、系统控制等专业。本文主要探讨堆芯反应堆物理与热工水力间的相互作用,且主要关注对反应堆安全运行具有重要意义的耦合现象,对核热耦合的松耦合数值仿真研究进展进行广泛综述。本文先简要介绍核热耦合的原理方法和主流数值仿真程序,随后依据仿真程序自身特点进行科学分类,最后着重研究四类松耦合数值仿真方法现阶段的实际应用情况,给出了典型算例,并分析其计算效果及实用价值。; 关键词物理热工耦合数值仿真反应堆安全分析核热耦合现象松耦合外耦合; Keywords neutronic-thermal coupling reactor safety analysis reactor physics and thermal coupling phenomenon loose coupling external coupling; 分类号 TL32 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	基于快堆堆芯中子学计算软件MOSASAUR的物理-热工耦合计算方法研究	张斌王连杰娄磊赵晨	《原子能科学技术》北大核心	2025	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	基于氧化腐蚀行为的铅铋堆燃料组件多物理耦合特性研究	季旭柴翔张乐福刘晓晶	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	KRUSTY-HEU热管空间堆体积优化及热力耦合特性研究	张开辉庄坤张欣欣王森山邓丽娜王永战王莹桢	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	数值反应堆及CVR1.0研究进展	杨文胡长军刘天才汪岸吴明宇	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	15	在线阅读下载PDF 职称材料
5	数值反应堆原型系统开发及示范应用研究进展	杨文胡长军刘天才吴明宇王昭顺姜强	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2021	8	在线阅读下载PDF 职称材料
6	反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述	王钦马占军王金成丁铭	《核安全》	2023	1	在线阅读下载PDF 职称材料