节点文献

对核热耦合方法在脉冲堆上应用的思考

Thoughts of neutronic and thermal-hydraulics coupling for the TRIGA reactor

  • 推荐 CAJ下载
  • PDF下载
  • 不支持迅雷等下载工具,请取消加速工具后下载。

【作者】 赵巍; 陈立新; 杨宁; 张良; 袁建新; 刘文旭;

【Author】 Zhao Wei;Chen Lixin;Yang Ning;Zhang Liang;Yuan Jianxin;Liu Wenxu;State Key Laboratory of Intense Pulsed Radiation Simulation an Effect, Northwest Institute of Nuclear Technology;

【机构】 强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室西北核技术研究所;

【摘要】 反应堆堆芯是反应堆最重要的部分,进行精细的堆芯设计以及安全分析,必须进行核热耦合分析,使反应堆具有更真实的安全裕量。脉冲堆作为反应堆重要类型,在测试和培训、研发、医用同位素生产等方面发挥重要作用,本文总结了核热耦合应用中的相关技术方法,并结合在脉冲堆上已开展的核热耦合研究,考虑基于蒙特卡罗与子通道程序耦合的方法在脉冲堆上的应用,为下一步开展脉冲堆瞬态物理热工分析提供理论基础。

【Abstract】 The reactor core is the most important part of the reactor. The detailed core design and safety analysis must be carried out, so that the reactor has a more real safety margin. As an important type of reactor, TRIGA reactor plays an important role in testing, training, research and development, medical isotope production, etc. This paper summarizes the relevant technology and methods in the application of nuclear-thermal coupling, and combines the research on nuclear-thermal coupling on TRIGA reactor. Considering the application of Monte Carlo coupled with sub-channel program in TRIGA reactor, this paper provides a theoretical basis for the next step of transient physical thermal analysis of TRIGA reactor.

  • 【会议录名称】 中国核科学技术进展报告(第七卷)——中国核学会2021年学术年会论文集第10册(核安全分卷、核安保分卷、核环保分卷)
  • 【会议名称】中国核学会2021年学术年会
  • 【会议时间】2021-10-19
  • 【会议地点】中国山东烟台
  • 【分类号】TL411.4
  • 【主办单位】中国核学会
节点文献中: 

本文链接的文献网络图示:

本文的引文网络