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混合堆、聚变堆包层热工水力与中子学综合分析模拟及FEB混合堆包层综合分析 被引量:1

THERMAL-hYDRAULIC AND NEUTRONIC SIMULATIONAND ANALYSIS OF BLANKETS OF FUSION ORFUSION-FISSION HYBRID REACTORS
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摘要 为了混合堆及聚变堆包层分析的需要,开发了BITH程序,以对包层的热工水力学及中子学进行综合分析。简述球床的热工水力特征及其数学物理模型,介绍编制的包层热工水力分析程序THPBHR,对BISON1.5全面改造,考虑了共振自屏效应,并与热工水力计算相耦合,并更换BISON1.5自带数据库,修改燃耗计算方法,以适应放射性废物处理、辐照损伤等计算需要。还对FEB混合堆外包层用BITH程序进行了分析。 BITH code was developed for the blanket thermal-hydraulic and neutronic analysis of fusionor fusion-fission hybrid reactor, with BISON 1.5 neutronic code selected as reference code in neutronic transport. By modifying BISON 1.5 to consider the resonance shielding effect and substituting BISON1.5 data library and improving the fuel burning calculation method, BITH code can beused in the neutronic analysis of HLW transmutation and radiation damage etc. THPBHR code developed by the author was chosen as reference code in BITH thermal- hydraulic calculation . The systematical analysis of a reference blanket was also given.
出处 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1997年第4期320-333,共14页 Nuclear Science and Engineering
关键词 包层 热工水力 中子学 程序 混合堆 聚变堆 blanket thermal-hydraulics neutronics code data library resonance shielding
  • 相关文献

参考文献4

  • 1肖炳甲,Fusion Eng Des,1995年,27卷
  • 2王少杰,核科学与工程,1993年,4期
  • 3王少杰,硕士学位论文,1993年
  • 4高祖瑛,清华大学报告,1990年

同被引文献7

  • 1吴宜灿 邱励俭 等.长寿命放射性废物在聚变-裂变混合堆中燃烧处置的技术可行性研究(中国核科技报告)[M].原子能出版社,1993..
  • 2Wu Yican,Japan US Workshop on Fusion Power Plants and Related Advanced Technologies Kyoto,1999年
  • 3Y C W,20th Int Sympo Fusion Technology(SOFT),1998年
  • 4肖炳甲,核科学与工程,1997年,17卷,4页
  • 5核工业西南物理研究院和中科院等离子体物理,中国实验混合堆详细概念设计,1996年
  • 6Xiao B J,Fusion Engineering Design,1995年,27卷,253页
  • 7吴宜灿,中国核科技报告,1993年

引证文献1

二级引证文献3

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