蒙卡-点核耦合方法计算核设施退役辐射场

在核设施退役过程中,随着退役设备的拆除,需要计算其三维辐射场的分布,并对核退役场景进行快速、精确的剂量计算和评估,以降低辐射对人员和环境的危害。目前,使用单一的确定论方法和随机性方法计算结构复杂的辐射场均存在不足,无法快速准确的计算退役设施辐射场的分布,而蒙卡-点核耦合计算可精确快速给出辐射场的分布,因此,利用蒙卡-点核耦合方法计算退役辐射场。对多点源辐射场模型计算结果表明,蒙卡-点核耦合计算比单一点核方法计算误差精度提高约1～2个数量级,相比于单一的蒙特卡罗计算可节约几十倍的时间;同时,蒙卡-点核耦合计算对体源模型的计算结果表明,耦合计算比单一的蒙卡方法计算速度提高几十倍,且最大相对误差在30%以内,计算精度较高。基于蒙卡-点核耦合计算方法,初步开发了核设施退役三维辐射场计算程序软件。

用现代频域控制理论研究核耦合密度波不稳定性问題

本文建立了研究沸水堆堆芯核耦合密度波不稳定性的多变量数学模型,应用现代频域控制理论中的多变量特征轨迹法研究了沸水堆通道不稳定性问题,编制了NUCTHIA程序,利用实验结果校验,以及与单变量分析方法相互对照进行了模型验证。应用NUCTHIA程序研究了系统主要参数的变化对堆芯稳定性的影响,所得结论与实验结果相一致。

CorTAF2.0核热耦合及杂质沉积模块开发及初步应用

核反应堆堆芯中存在复杂的多物理场耦合作用机制。传统核反应堆堆芯分析方法无法满足高保真、多模型计算需求,而跨平台计算存在数据传递失真、计算效率低下、分析尺度不兼容等问题。本文基于压水堆全堆芯通道级热工水力程序CorTAF,针对堆芯核热耦合与杂质沉积现象,分别构建并植入中子扩散方程和杂质沉积及热阻模型,形成具有核热耦合和杂质沉积模块的CorTAF2.0程序。结合标准题和实验数据开展模型验证。基于该程序分别进行压水堆全堆芯核热耦合及杂质沉积模拟,获得了中子通量分布、功率分布和包壳杂质沉积结垢量分布,拓展了CorTAF程序对中子物理和长期运行条件下杂质沉积的分析能力。本文工作对压水堆全堆芯多物理场耦合分析具有借鉴和参考意义。

反应堆核热耦合松耦合数值仿真研究综述

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。

核幔耦合对地球自由核章动的激发影响

地球自由核章动(FCN)是地幔与液核相互作用的重要动力学现象,其激发机制涉及地表流体层、地幔和地核等圈层之间的耦合,此前研究多利用地表流体层角动量数据单独研究其对FCN的激发,对核幔耦合的影响考虑不足.本文基于角动量守恒理论分析了核幔耦合对FCN周期及振幅的影响,并结合多个大气及海洋角动量函数时间序列首次估算了核幔耦合在FCN激发过程中的贡献.结果表明核幔耦合对FCN周期产生的固定和时变影响对FCN激发的作用均不可忽视,尤其时变影响可达几十个微角秒,对于进一步解释FCN时变特征非常重要;核幔耦合对FCN振幅的直接影响是地表流体层的激发与实测FCN不相符的主要原因,黏滞、电磁和地形等耗散耦合的存在对地表流体的激发振幅有67%左右的减弱效果.

热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析

有别于传统堆芯,热管冷却反应堆(简称热管堆)固态堆芯具有高温热膨胀效应,该特性产生了中子物理/热工/力学(简称核热力)相互耦合的效应。本文根据固态堆芯热膨胀反应性反馈机制与热管传热过程,建立固态堆芯三维动态几何的核热力耦合方法。应用核热力耦合方法,对KRUSTY热管堆进行稳态分析。结果表明,正常工况下,堆芯从冷态到热态变化过程中,核热力反应性反馈约为-850 pcm,其中堆芯热膨胀效应约占总反馈的90%。核热力耦合分析表明,热膨胀效应是固态堆芯负反馈与自稳调节的主导效应,但另一方面,显著的热应力将威胁堆芯完整性从而影响反应堆安全。在热管堆的设计和运行过程中应重点关注固态堆芯材料的力学性能。

地球自转十年尺度波动与核幔耦合的可能机制

简要介绍了地球自转变化的一般规律和可能的地球物理激发因素、十年尺度波动与核幔边界耦合之间的联系，以及几种可能的核幔耦合机制。强调了地震波探测手段对于获取地球内部信息的重要性，同时指出将空间大地测量、重力测量和地磁观测与地球物理学方面的理论与模型研究相结合，对于最终分析和确认地球自转变化中的各种信息及其激发因素是十分重要的。

摇摆下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性研究

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引起。核反馈对第1类DWO和两相区的同相振荡有抑制作用,但对第2类DWO和单相区的同相振荡几乎没有影响。基于非线性理论对计算结果进行分析,发现耦合核反馈后系统非线性增强,由于摇摆导致系统流量波动与DWO叠加,其现象非常复杂,摇摆条件下的核热耦合不稳定性会出现非线性振子耦合中的同步化与混沌现象。

RDX中^(14)N核四极耦合常数的Hartree-Fock计算

用Hartree Fock方程计算得到RDX环上14N的核四极作用的核四极耦合常数(用D95v2基组)分别为5.671,5.808,5.838MHz,非对称参数分别为0.545、0.560和0.564。从核四极共振实验获得的14N核四极耦合常数分别为5.675、5.778,5.887MHz,非对称参数分别是0.6080、0.6380和0.6140。对环上三个氮原子的核四极耦合常数的理论值和实验值相差小而变化趋势存在显著差异的原因进行了讨论。

超临界水冷堆环形燃料组件核热耦合分析

在超临界水冷堆预概念设计中,组件设计是十分重要的,将影响堆芯性能。超临界水冷堆中水密度变化剧烈的特性要求必须进行核热耦合分析。从中子学及热工性能角度,使用三维核热耦合程序对环形燃料组件进行了优化设计。应用中子学计算程序FENNEL-N对环形燃料组件进行三维扩散计算,可得到组件内单棒功率分布,应用热工计算程序SUBSC对组件进行子通道分析。在计算过程中,分析了燃料棒间距及燃料棒与组件壁盒之间的间隙对组件性能的影响。计算结果显示,增大棒间距和棒壁间隙能提高组件kinf,但会增大组件内功率峰因子;子通道受热不均匀性对组件热工性能影响较大,通过加入定位格架的方式能展平冷却剂出口温度,降低最大包壳温度。对环形燃料组件的安全分析表明,从中子学角度该组件是安全的。

采用环形燃料的超临界水冷堆核热耦合分析

利用三维核热耦合计算程序,设计优化了环形燃料组件,并基于这种组件进行了超临界水冷堆(SCWR)堆芯设计。在环形燃料中,给水从燃料中心及外部流过,可同时对燃料内部及外部冷却。由于这个特性,在相对较高的功率密度情况下也能保证较低的燃料温度及包壳温度。另外,流过燃料中心的水作为慢化剂,可对每个燃料栅元提供足够且均匀的慢化,这对于展平组件局部功率峰是十分有利的。使用DRAGON进行组件优化及不同工况下的截面计算,计算得到的截面形成插值表供堆芯程序使用。堆芯程序采用CITATION及开发的燃耗模块CTBurn进行计算。开发了基于单通道模型的热工程序计算水密度分布,并反馈给中子学计算。计算结果表明,环形燃料用于SCWR可获得较好的中子学性能。

日长的十年尺度波动分析和核幔电磁耦合

分析了１８００ ～１９９５ 年的日长年均值（ △ Ｌ Ｏ Ｄ Ｙ） 观测资料表明：日长（ △ Ｌ Ｏ Ｄ Ｙ） 的十年波动明显大于观测噪声水平。用小波变换方法分析了△ Ｌ Ｏ Ｄ Ｙ 观测资料， 表明△ Ｌ Ｏ Ｄ Ｙ 的十年尺度的周期为６０ａ （ 年） 和３０ａ（ 年） ， 所对应的振幅为１ ｍｓ 和０ ．５ｍｓ 左右。文中采用国际地球自转服务中心提供的（ Ｅ Ｏ Ｐ Ｃ０４９７ 的日长（ △ Ｌ Ｏ Ｄ Ｃ０４９７） 序列以及由美国国家环境预测中心和美国国家大气研究中心（ Ｎ Ｃ Ｅ Ｐ／ Ｎ Ｃ Ａ Ｒ） 利用全球气象资料归算的大气角动量（ Ａ Ａ Ｍ） 序列进行低通滤波分析， 日长和大气角动量在十年尺度上的波动不一致， 大气角动量只影响到日长短于年际以上时间尺度的变化。文中用理论近似来计算核幔电磁耦合力矩的轴向分量， 它与天文观测△ Ｌ Ｏ Ｄ 资料推出的力矩量级相当， 核幔电磁耦合假说可作为△ Ｌ Ｏ Ｄ

采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换(FFT)方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。

C-H键核自旋耦合常数的理论研究

文章利用自然杂化轨道以从头算级别的理论方法,选择较小基组STO-3G,在此水平上对28个分子进行构型优化,频率分析,并在相同水平上研究了这些分子的C—H键核自旋耦合常数。由此拟合出一个基于STO-3G基组水平上的计算核自旋耦合常数的公式,并选用3种化合物进行检验,理论计算值较好地与文献值相符合。因此可采用此公式对其它分子体系的核自旋耦合常数进行预测。该方法有一定可操作性和可信度,对NMR的量子化学研究有一定参考意义。

聚氨大环氰基合钴超分子的转动相关时间及^(59)Co核四极耦合常数的测定——动态激光光散射的应用(英文)

对于自旋I>1 / 2的核 ,其运动的相关时间τc 以及核四极耦合常数NQCC是表征分子局部和微观动力学结构的重要参数 .然而 ,在溶液中 ,这些参数均难以测定 .该工作以聚氨大环 氰基合钴超分子体系为例 ,利用在高分子体系中广泛使用的激光光散射技术成功地测量了溶液中超分子络合物 [1 2 ]aneN4 [Co(CN) 6 ] ,[1 8]aneN6 [Co(CN) 6 ] ,[2 4]aneN8[Co(CN) 6 ] ,[1 6]aneN4 [Co(CN) 6 ] ,[2 4]aneN6 [Co(CN) 6 ]和 [3 2 ]aneN8[Co(CN) 6 ]的水合半径 ,从而根据Stokes Einstein Debye理论计算出了分子转动的相关时间τc.这些超分子的水合半径在 0 .4～ 0 .6nm之间 .对应的转动相关时间τc 在 3 .8～ 9.5×1 0 - 11s之间 .这一时间范围对于分子量在 3 0 0～ 50 0的分子 ,有相当的合理性 .进而 ,通过测量超分子在稀溶液中的纵向弛豫时间T1,结合计算出的相关时间τc,我们得到了该超分子体系中5 9Co的四极耦合常数 ,其范围在 0 .5～ 2 .2MHz之间 .我们发现 ,这些超分子在溶液中的四极耦合常数明显小于在固体状态时的值 (5～ 7MHz) .导致这一现象很可能的原因是在固体状态下5 9Co核周围的电场梯度是各向异性的 ,从而有较大的四极耦合常数值 .而在溶液中 ,由于分子的快速运动 ,各向异性被平均 。

C—F键核自旋耦合常数的理论研究

本文利用自然杂化轨道以从头算级别的理论方法 ,选择较小基组STO 3G ,在此水平上对 2 8个分子进行构型优化 ,频率分析 ,并在相同水平上研究了这些分子的C—F键核自旋耦合常数 ,由此拟合出一个基于STO 3G基组水平上的计算核自旋耦合常数的公式 ,并选用 4种化合物进行检验 ,理论计算值较好地与文献值相符合。因此可采用此公式对其它分子体系的核自旋耦合常数进行预测 ,该方法有一定可操作性和可信度 ,对NMR的量子化学研究有一定参考意义 .

C-P(Ⅲ)键核自旋耦合常数的理论研究

利用自然杂化轨道,以从头算级别的理论计算方法,选择较小基组STO-3G,研究了C-P(Ⅲ)键的核自旋耦合常数,并用三种化合物进行检验,理论计算值较好地与文献值相符合.

地球自由核章动及核幔耦合的研究

由于地球自转导致的自由核章动（FCN）及内核自由章动（FICN）等地球简正模是地球内部动力学过程的重要表征，也是认识核幔边界和内外核边界的重要手段，其包含的物理信息可为目前地球深部的研究手段比较匮乏的情况下获得地球深内部结构及物理性质和研究核幔及内外核耦合提供非常重要的约束。本文围绕地球自由核章动利用全球地球动力学计划观测网提供的全球超导重力观测资料和国际VLBI服务组织提供的章动观测资料，采用不同方法研究了自由核章动的本征周期和品质因子等参数解算的相关问题。基于自由核章动与核幔边界物理性质及耗散耦合的相关特性，根据实际检测的自由核章动参数研究了相关核幔边界物理性质。

超临界水堆子通道分析及核热耦合分析研究综述

超临界水堆核能系统作为国际上第四代核能系统长远开发的6种堆型之一，具有热效率高，系统简化，经济竞争能力强等优点。本文综述了国内外热中子谱超临界水堆子通道程序的开发及应用、超临界水堆核热耦合分析的相关研究成果，简要介绍了堆内冷却剂和慢化剂的温度、密度、焓、包壳瘟度沿流动方向的变化规律，以及不同子通道冷却剂质量流率的分布规律，探讨了当前研究尚存在的不足，并为下一步研究工作的开展提出了一些建议。

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能(UDF)开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。