《核反應堆堆芯燃料管理最佳化模型的建立與計算方法研究》是依託西安交通大學，由吳宏春擔任項目負責人的青年科學基金項目。
《核反應堆堆芯燃料管理最佳化模型的建立與計算方法研究》是依託西安交通大學，由吳宏春擔任項目負責人的青年科學基金項目。中文摘要研究核反應堆燃料管理最佳化模型的建立與計算方法。跳出傳統的零維和二維兩步最佳化思路，建立一個全新的二維...
《研究堆堆芯燃料管理》是依託清華大學，由胡永明擔任項目負責人的聯合基金項目。項目摘要 為提高核反應堆的經濟效益和更有效地利用鈾資源，對兆瓦以上的研究堆像核電站一樣提出了降低運行成本、延長循環周期和更有效利用核燃料等最佳化堆芯燃料管理的要求。國內現有一些研究堆堆芯換料設計是不倒料的，這種換料設計存在...
反應堆堆芯反應性計算 堆芯反應性計算由求解中子擴散方程的細網有限差分程式CITATION來實現。能群為4群，採用二維(r, x)幾何。燃料元件在堆芯活性區中按劃分的曲線格線計算和流動，按層、batch 來劃分；而CITATION差分計算， 使用的是矩形格線。在VSOP和CITATION之間將進行截面、通量等在不同的空間格線上的轉換。將...
只有這樣才能真正給出反應堆堆芯內的中子注量率分布，同時也給出熱工—水力學的計算結果。在求得堆芯內中子注量率及功率的空間分布後，就可以確切地知道反應堆堆芯內各處核燃料裂變的情況，亦即可以求出核燃料同位素及裂變產物隨時間的變化規律。核燃料同位素成分及裂變產物同位素成分隨燃耗過程的變化，改變了反應堆...
堆芯燃料管理 堆芯燃料管理是2020年公布的電力名詞。定義 在確保核電廠安全可靠運行的前提下,為提高電廠的能力因子、獲得最佳燃耗深度、降低運行成本、增加機組運行靈活性,以及滿足核電廠可持續發展的需要,開展的有關確定換料周期、最佳化堆芯換料方案等的設計論證與安全分析工作。
核反應堆動力學。核反應堆的點堆動力學。緩發中子的作用，反應堆周期的概念。反應堆周期的計算。點堆中子動力學方程及階躍擾動時點堆模型動態方程的解，點堆動力學方程的近似解法及數值解法。核燃料管理。 核燃料管理中的基本物理量及核燃料管理的主要任務。多循環和單循環核燃料管理。堆芯換料設計的最佳化。
全書共分九章：第一章為引論；第二章介紹多群常數庫；第三章介紹均勻化少群常數的計算；第四章討論共振吸收；第五章介紹堆芯擴散計算的節塊方法；第六章討論先進均勻化理論；第七章介紹燃耗計算；第八章闡述換料方案的計算及最佳化理論在燃料管理中的套用；第九章介紹換料堆芯的安全評價。本書可供從事核反應堆核...
AP1000堆芯設計的燃料循環長度範圍比較大，短的6個月，長的可以達到24個月。選擇最佳燃料循環長度是一個複雜的最佳化過程，需要考慮多方面的因素，包括：電網的季節性需求，發電設備的可用性，電網的傳輸能力，運行和維護的成本構成，換料停堆對發電和停電的影響，以及對容量因子的影響。一般來說較長的燃料循環長度，...
陝西省核學會理事 主講課程 《核反應堆物理分析》《工程中的計算方法》研究領域 中子擴散和輸運理論、核反應堆物理計算、燃料管理與最佳化、核廢料嬗變、放射性測井 學術論文 吳宏春等,"在快堆中布置慢化靶件嬗變亞錒元素的最佳化研究"，核科學與工程，Vol.19，No.3，1999 吳宏春等,"用於壓水堆擴散計算的全堆芯格林...
二、計算模型和數值分析方法 三、設計參數的選擇 第二節 單通道模型穩態熱工設計 一、一般步驟和方法 二、平均通道計算 三、熱通道計算 第三節 子通道模型熱工分析 一、引言 二、流體動力學方程 三、兩相流模型 四、方程的求解 五、全堆芯分析 參考文獻 第五章 核反應堆結構和燃料元件的設計 第一節 引言 第...
《核反應堆物理理論與計算方法》內容包括:與反應堆物理有關的核物理知識,中子在介質的慢化和擴散,臨界理論,非均勻效應、燃耗，反應性控制，核反應堆動力學，核燃料管理和微擾理論。目錄 第1章 核反應堆的核物理基礎 第2章 中子慢化和慢化能譜 第3章 中子擴散理論 第4章 均勻反應堆的臨界理論 第5章 柵格...
研究開發內容 核電研究與開發的內容主要有：反應堆在什麼條件下達到臨界?反應性隨壓力、溫度、冷卻劑含氣率等如何變化?中子注量率在堆內如何分布?控制棒插入堆芯後會起多大作用?這些都屬於反應堆物理的範疇。通常要建立相應的零功率堆來獲得這些問題的答案。反應堆堆芯內的流體流動和傳熱工況直接決定了燃料元件芯塊...
隨著核截面數據不斷完善、電子計算機在速度和容量上的發展、理論模型的逐漸完善及已有大量可比實驗結果的存在，熱中子反應堆物理的大部分問題都可以用理論計算方法來解決。但是在進行與安全有關的多維時空動態、新型熱中子反應堆和釷-鈾循環研究時，實驗反應堆物理仍占有一定地位。快中子反應堆物理情況稍有不同。快中子...
10.1.1 核燃料管理中的基本物理量 10.1.2 核燃料管理的主要任務 10.2 多循環燃料管理 10.2.1 平衡循環及各參數之間的關係 10.2.2 初始循環與過渡循環 10.3 單循環燃料管理 10.3.1 堆芯換料方案 10.3.2 堆芯燃料管理計算 10.4 堆芯換料設計的最佳化 10.4.1 堆芯換料設計最佳化模型 10.4.2 堆芯...
4.8中子禁止計算 4.9反應堆禁止設計 4.9.1禁止材料 4.9.2反應堆禁止設計概要 思考題 習題 參考文獻 第三篇 熱工水力設計 第五章 堆內熱量的產生與傳輸 5.1堆內熱量的產生 5.1.1堆芯內熱源的空間分布 5.1.2反應堆結構部件和慢化劑內的釋熱 5.1.3停堆後的釋熱 5.2燃料元件的徑嚮導熱 5.2.1...
然而由於各種原因，如堆芯沒有及時裝入外加活化的次級中子源，或者中子源因長時間停堆而使源強衰減過多時，就不能提供足夠的起始中子水平，需採用無源裝料和啟動的方式。介紹秦山核電廠第5燃料循環和第11燃料循環的無源啟動情況以及相應的應對措施。核反應堆中子源組件 （1）次級中子源 核反應堆堆芯加中子源組件的...
現階段，我國為解決核燃料供給問題，主要發展以增殖為目的的高轉化比（增殖）快堆。將轉換比可調快堆的概念和我國的快堆發展相結合可以很好的解決未來核工業發展對快中子增殖堆的需求以及大規模燃料後處理能力的配套問題。針對快中子反應堆的物理特性，本研究首先研發了適用於快堆堆芯物理計算的SARAX1.0軟體包。考慮到...
《核反應堆物理基礎》內容包括引言、反應堆中的核反應、中子擴散、慢化與反應堆臨界理論、反應性的變化與控制、反應堆中子動力學、核反應堆物理數值計算方法、反應堆堆芯物理設計與燃料管理、反應堆物理啟動試驗等。目錄 上篇 第1章 引言 習題 第2章 反應堆中的核反應 2.1 中子核反應分類 2.2 中子核反應截面與...
1.7 秦山核電站考驗元件燃耗的輻照史校正計算 1.8 秦山核電站考驗組件單棒燃耗測量 1.9 用γ解譜法破壞性測定秦山核電站考驗元件燃耗 1.10 硝酸中鉬和鋯的沉澱行為研究 1.11 γ能譜及實驗數據繪圖程式 1.12 核保障非破壞性分析研究進展 2．放射性廢物處理 2.1 廢物玻璃配方混料...
主要研究方向為反應堆物理數值計算方法研究及程式研製、先進和新概念核反應堆的分析研究以及核燃料循環與燃料管理的研究。現負責或技術負責釷基先進重水核能系統概念設計、長壽命新概念核反應堆研究以及工物系核能學科點研究平台建設等國際合作和985、211項目。發表論文40餘篇。工作履歷 博士生導師清華大學工程物理系 (07...
研究領域及方向:反應堆物理的理論與計算方法；核燃料管理最佳化；反應堆物理在堆芯測試上的套用 主要研究項目：“在上海交大主持學校與美國西屋公司反應堆物理領域的大型合作項目，” 07 年度在研的項目有：· Investigation on Basic Issue for Next Generation Methods(Containing 2 Projects)· LWR LP Search Methods ...
本項目擬在已有研究的基礎上針對下一代堆芯燃料管理計算方法——Pin-by-pin計算開展關鍵技術研究，具體包括：（1）建立既能區分不同柵元中子泄漏的差異又能避免組件內部中子射流效應重複考慮的非均勻泄漏修正模型；（2）分析柵元狀態參數對柵元均勻化少群常數的影響關係，構建能有效處理強歷史效應的柵元均勻化少群常數...
xxx ***反應堆最佳化方案研究 解放軍裝備發展部 2019-3~ 負責人 縱向項目；11775170 反應堆物理程式在新型快堆設計中套用的確認方法研究 國家自然科學基金項目 2018-1~ 負責人 縱向項目；11475134 裝載金屬燃料的快中子反應堆堆芯計算方法及安全性問題研究 國家自然科學基金項目 ...
核反應堆物理與計算方法，中子輸運理論及數值計算，PWR核電廠燃料管理。研究成果 從事核工程領域科研四十餘年，先後主持過七項國家自然科學基金項目，五項國家攻關項目，四項國家863和973項目，十餘項契約項目。著有“核反應堆物理分析”和“壓水堆燃料管理與最佳化”等著作六本，在國內外核工程領域的重要核心期刊發表論文...
六、堆外燃料的臨界安全 117 七、氙穩定性 118 八、壓力容器輻照 119 九、分析方法 120 第四節 熱工水力設計 121 一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比 121 二、燃料棒溫度場 128 三、堆芯水力學 130 四、測量儀表要求 134 第五節 堆芯燃料管理 136 一、堆芯燃料管理評估體系的基本要素 137 二、平衡循環...
並針對蒙卡方法的特點，RMC中研發並套用了幾何處理加速、核截面處理最佳化、輸運過程模擬新方法、源收斂判斷與加速、計數器最佳化、並行算法最佳化等提高計算效率的方法和技巧。堆用核截面處理程式RXSP 堆用核截面處理系統RXSP (Reactor Cross Section Processing code)由清華大學工程物理系核能科學與工程管理研究所反應堆工程...
（5）加速器驅動次臨界潔淨核能系統（ADS），建立世界第一個ADS次臨界反應堆實驗平台、配套專用計算機軟體系統及專用中子、質子微觀數據評價庫，開展工程概念最佳化方案計算。2．核聚變工程技術與電漿物理學，已建成HT-6B、HT-6M和超導HT-7、EAST等托卡馬克裝置。在HL-2A和HT-7上開展國際前沿物理研究；完成不同堆...
3.7.3 反應堆水力學設計 54 3.7.4 水力學穩定性分析 54 3.7.5 結論 55 3.8 反應堆源項與禁止設計 56 3.8.1 反應堆源項設計 56 3.8.2 反應堆禁止設計 58 3.9 力學分析 59 3.9.1 動力分析模型建立 59 3.9.2 動力回響分析 62 3.9.3 應力評價與強度計算 62 第4章 反應堆冷卻劑系統 64...
3.6核燃料管理 3.6.1核燃料循環概述 3.6.2堆芯燃料管理 3.6.3壓水堆裝換料布置方式 3.6.4堆芯裝換料的最佳化研究 參考文獻 第4章核反應堆熱工流體力學 第5章核反應堆設計和安全的基本要求 第6章核裂變反應堆材料（1）第7章核裂變反應堆材料（2）第8章核聚變反應堆材料 第9章空間核電源材料 ...
一、臨界熱流密度與偏離泡核沸騰比 二、燃料棒溫度場 三、堆芯水力學 四、測量儀表要求 第五節 堆芯燃料管理 一、堆芯燃料管理的基本參量 二、平衡循環的兩種設計方案 三、傳統的第一循環與低泄漏過渡循環 四、先進的循環更替與AP1000堆芯燃料管理結果比較 附錄 參考文獻 第四章 AP1000的反應堆冷卻劑系統和...
