深度次临界刻棒电子学实现方法研究

来源 :核动力工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:stone88822
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集,研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块,通过堆上试验对关键模块特性进行了测试.结果表明,所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号,脉冲信号波形宽度稳定,信噪比水平良好;所测得的高压坪特性曲线可以为探测器高压选取提供有效参考;所测得的甄别特性曲线稳定,能有效获取探测器信号中的中子成分.
其他文献
基于辐射-对流-传导的热流固耦合计算流体动力学(CFD)模型,对比不同放置状态、环境温度、容器内部填充介质和有无环形翅片情况下,各部件最高温度、自然对流流速、外表面辐射及对流功率的变化.结果表明,水平放置有利于强化环形翅片的对流传热;环境温度每升高10℃,燃料包壳温度增加6.5℃,外壁面温度增加8.3℃;燃料篮内部填充物由中子吸收板或铝块更换为氦气后,容器整体导热性能明显降低,容器内部温度升高,但容器壁面温度基本不变;如不考虑太阳暴晒,环形翅片可增加对流传热,使得容器整体温度降低;如考虑太阳暴晒,环形翅片
为了提高核反应堆系统的安全性与经济性,本文通过实验研究了单相工况下倒U型管管间脉动临界与倒流临界之间的关系.基于对实验数据的处理,获得了不同工况下的管间脉动临界流速与倒流临界流速,并对2种不稳定性的临界流速进行了比较.结果表明,在本实验工况下,管间脉动临界流速总是高于倒流临界流速,其比值最高可达1.46;该比值随着一次侧入口温度的升高和回路阻力的减小而增大,随着二次侧冷却水流量的增大而增大,但增幅逐渐减小;回路阻力对脉动具有显著的抑制作用,在回路阻力较小时,可能发生较为严重的管间脉动.
始发事件是铅基反应堆确定论安全分析和概率安全评价的起点和基础,对反应堆优化设计和安全运行具有重要指导作用.本文基于小型自然循环铅基快堆SNCLFR-100当前的设计方案,参考其他先进快堆始发事件选取经验,以广义“堆芯熔化”作为顶层目标事件,采用主逻辑图(MLD)方法推导其内部始发事件,最后得到一组较完整的内部始发事件清单.本文研究可为自然循环铅基快堆安全分析工作的开展提供理论依据.
为分析稳定蒸汽浸没射流的传热特性,对3类典型冷凝传热系数开展评价.结果表明:平均传热系数实验值精度主要受界面面积计算模型影响,由冷凝驱动势和蒸汽质量流速表征的传统半经验关系式在不同孔径下的预测偏差较大,新增排放孔径为独立拟合变量的纯经验关系式适用范围更广且误差在±30%以内;界面传热系数的预测精度主要受汽羽微观参数取值的影响;由压力振荡主频表征的无量纲传热系数在低池水过冷度下与实验值偏差较大,关系式中纳入汽羽贯穿长度后,预测趋势与实验值类似.
铅冷快堆可用于对乏燃料中部分次锕系(MA)核素进行后处理,为研究MA核素的添加是否会影响反应堆安全性能,本文设计了 3种MA核素添加方式,分析研究了 MA核素在铅冷快堆中嬗变对堆芯临界性能、堆芯寿期和燃料温度系数的影响.结果表明,MA核素的添加会对堆芯临界性能产生影响,使堆芯初始临界性能下降;镀层和混合燃料添加方式对铅冷快堆的寿期有明显的延长,嬗变棒添加方式根据添加位置不同对堆芯寿期的影响不同;MA核素的添加会引起燃料温度系数的改变,但燃料温度系数始终为负.本文提出的3种添加方式均可行,但是嬗变棒添加方式
为解决晓南煤矿保护煤柱引发的强矿山压力显现及采空区瓦斯积聚等灾害问题,提出了切顶卸压无煤柱自成巷碎胀充填开采技术,包括沿空巷道顶板超前预裂、顶板恒阻大变形锚索补强支护、液压单体临时支护技术及采空区侧U型档矸密闭等内容.结果 表明,深孔聚能爆破技术能够有效切断沿空巷道顶板与工作面侧顶板的联系,将巷道围岩应力集中转移到深部,实现巷道稳定;恒阻大变形锚索补强支护和巷旁单体液压支柱加强联合支护技术,能够满足留巷后围岩大变形及切顶冲击变形的要求,保障巷道稳定;U36钢挡矸及液压单体临时支护体系能够满足垮落顶板的冲击
为改进敏捷卫星观测大规模地面目标点时传统的遗传算法求解效率低下的问题,提高智能优化算法的求解效率,改进了传统的遗传算法,提出了禁忌退火遗传混合算法.首先,考虑到航天器在观测地面目标点的过程中所面临的时间约束、姿态轨道动力学约束等多种约束条件,建立了相应的适应度函数.所提出的适应度函数能够兼顾高观测收益与低观测能耗,反应了实际工程问题的观测需求.随后,为改进传统遗传算法的变异过程,提出了禁忌退火变异方法.这一变异方法在个体变异寻优的过程中,引入了禁忌搜索方法与Metropolis法则,提高了算法搜寻到全局最
为避免事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)内滤网堵塞,保证IRWST下游泵的安全运行,需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估.针对某核电厂双环池型IRWST,采用计算流体动力学(CFD)方法对其流场进行了模拟,通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果.结果表明,事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值,保证了事故后滤网及相连系统的安全性;只有内环滤网A投运时,滤网的负载最大;影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区.针对IRWST的现有布置空间,提出了增大外环搅混管
基于传统统计学抽样的不确定性分析方法由于算法简单、程序容易实现及同时考虑高阶效应受到国内外广泛关注,但上述方法通常需要大量样本才能保证响应量计算精度.研究发现,产生以上现象的原因是抽样样本质量不高.通过改进抽样方法,面向协方差矩阵抽样时小样本量可以保证较高的计算精度.文中首先从理论上证明了面向协方差矩阵抽样方法的可行性,用简单测试题对其进行验证.在此基础上,使用自主开发的快能谱反应堆敏感性和不确定性分析程序SUFR,选取国际快堆基准装置ZPR-6/7,计算多个核素不同反应类型的核截面引起的有效增殖因子(k
为了探究材料释热率在研究堆孔道内的轴向分布规律,以高通量工程试验堆(HFETR)G7孔道为例,设计一种材料释热率测量装置.通过数值模拟方法得到释热率测量装置及试验段在载荷作用下的应变分布云图,采用物理计算得到量热计校对桥和测量桥的温度参数,并利用本装置在G7孔道开展释热率测量试验.结果表明,该装置整体结构满足强度要求,试验段量热计之间需加装保护管;计算得出样品、校对桥和测量桥的温度低于材料熔点,装置满足热工要求;试验测得的释热率值随堆功率变化规律性强,且不同材料在不同能量等级的γ射线环境下,对γ的吸收性是