CN114611267B - 中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质 - Google Patents

中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质 Download PDF

Info

Publication number
CN114611267B
CN114611267B CN202111468535.8A CN202111468535A CN114611267B CN 114611267 B CN114611267 B CN 114611267B CN 202111468535 A CN202111468535 A CN 202111468535A CN 114611267 B CN114611267 B CN 114611267B
Authority
CN
China
Prior art keywords
tritium
abnormal
permeation
nuclear
transportation
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202111468535.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN114611267A (zh
Inventor
杨俊云
柴晓明
王金雨
李庆
李兰
夏榜样
邓理邻
黄博琛
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN202111468535.8A priority Critical patent/CN114611267B/zh
Publication of CN114611267A publication Critical patent/CN114611267A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN114611267B publication Critical patent/CN114611267B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2111/00—Details relating to CAD techniques
    • G06F2111/10—Numerical modelling
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F2119/00—Details relating to the type or aim of the analysis or the optimisation
    • G06F2119/08—Thermal analysis or thermal optimisation

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Computer Hardware Design (AREA)
  • Evolutionary Computation (AREA)
  • Geometry (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质，核聚变反应堆和核裂变反应堆技术领域，其技术方案要点是：将中子辐照环境下的反常氚渗透行为涉及的多个复杂物理过程进行分解，分别建立理论分析模型，充分考虑中子辐照环境下中子与氚核发生碰撞形成的反冲氚、以及氚衰变成3He后与中子发生(n,p)反应形成子核氚对粒子输运行为的影响，分别建立了3H‑3He输运方程和3H‑3He扩散方程，实现对反常氚渗透过程的数值模拟。本发明有利于中子辐照条件下反常氚渗透物理机制的诊断和分析，可应用于聚变能源堆氚增殖模块的优化设计、以及中子辐照条件下的防氚渗透涂层研发。

Description

中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质
技术领域
本发明核聚变反应堆和核裂变反应堆技术领域，更具体地说，它涉及中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质。
背景技术
为了满足人类不断增长的能源需求，多个国家都致力于先进能源的开发，其中，可控核聚变被视为解决人类能源需求的终极方案。氚是最有可能实现可控聚变的聚变燃料，氚在自然界中的含量极低，聚变堆对氚的需求巨大，只有实现自身可持续的氚循环才能保证氚的供给需求。目前国际上普遍通过氚增殖模块来实现聚变堆的自身可持续氚循环。经研究发现，氚渗透是亟待解决的关键问题，过高的氚渗透率既会降低燃料循环效率，又会加速结构材料的老化失效，同时也易对环境造成放射性污染。
已有实验证明，强中子辐照会引起氚渗透率出现显著增大的反常现象，现有的氚渗透理论无法对此做出合理的解释。近年来研究表明，反冲氚可能是中子辐照条件下引发反常氚渗透的重要因素，主要体现在以下三个方面：一是与氚的累积释放量相比，反冲氚的总量很可观；二是反冲氚能量高，具有热运动不可比拟的穿透能力；三是现有的防氚渗透涂层不具备阻挡反冲氚的物理机制。
目前，对于中子辐照引起的反常氚渗透分析仍然面临难题。实验研究方面，难点主要体现在中子辐照环境下实现对氚渗透过程的准确测量的技术难度大，实验周期长；理论研究方面，难点主要体现在对多物理耦合时变问题缺乏有力的物理数学模型和数值分析工具，无法深入研究引起氚渗透的各因素之间的相互关系，也难以实现理论分析与实验测量之间的比较对照。
发明内容
为解决现有技术中的不足，本发明的目的是提供中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质，充分考虑核反冲对氚渗透的贡献，将所涉及的复杂物理过程进行分解、分别建模。通过耦合各个动态模块，实现对不同物性参数、环境条件、几何构型等情景下的反常氚渗透过程的数值模拟，分析氚和3He的行为特性及其在材料中的输运规律，以获取中子辐照环境下氚和3He输运过程的物理图像，为聚变堆和裂变堆中涉氚构件的反常氚渗透分析提供重要的理论工具，如聚变堆第一壁和裂变堆核燃料等。
本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的：
第一方面，提供了中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，包括以下步骤：
获取涉氚结构中含有造氚材料情况下氚的产生速率、能量分布和射程分布，并制成求解输运方程可用的宏观参数；
考虑中子辐照环境下的核反冲过程构建适用于反常氚渗透的物理模型；
根据物理模型分析氚的产生与输运、反冲氚的输运、氚的衰变、子核氚的产生与输运的复杂物理过程，建立适用于反常氚渗透的输运数学模型；
结合涉氚结构的几何构形、传热学模型、氚与3He的扩散模型以及边界条件，建立适用于反常氚渗透的扩散数学模型；
对输运数学模型和扩散数学模型进行空间和时间上的离散化，并通过数值手段实现物理场和几何构形的耦合求解，获取反冲氚的空间分布和渗透量以实现反常氚渗透行为特性分析。
进一步的，该方法还包括：
根据涉氚结构的中子注量率分布分析各位置的核反应释热率；
将核反应释热率作为热扩散分析的热源项；
通过数值手段求解涉氚结构中的温度场，并将温度场作为物质扩散系数取值的自变量。
进一步的，所述温度场的计算公式具体为：
其中，c表示材料比热；ρ表示材料密度；T表示材料温度；t表示时间；K表示材料导热系数；Q表示热源密度；表示位置矢量。
进一步的，该方法还包括：
根据物理模型中反冲氚和子核氚的产生过程计算氚的能量分布，并制作成输运数学模型求解可用的系数参数；
根据物理模型中的反冲氚和子核氚的输运过程计算氚的射程分布和角分布，并制作成输运数学模型求解可用的系数参数。
进一步的，所述物理模型的构建过程具体为：
氚与中子发生弹性碰撞和(n，n′)反应，得到反冲氚；
氚衰变产生的3He与中子发生(n，p)反应，得到子核氚；
反冲氚和子核氚两种氚核均具有MeV量级的能量。
进一步的，所述输运数学模型的计算公式具体为：
η＝φ*σes
ω＝φ*σnp
其中，cT、cHe3分别表示3H、3He的核子数密度；表示空间位置；t表示时间；DT表示氚的扩散系数；λT表示氚的衰变常数；η表示中子碰撞产生反冲氚的速率；/>表示3H受中子碰撞后产生反冲氚的位置迁移矢量；/>表示3He与中子发生(n，p)反应后产生子核氚的位置迁移矢量；ω表示3He与中子核反应产生子核氚的速率；φ表示中子通量；σes表示中子与氚碰撞截面；σnp表示3He与中子发生(n，p)反应的截面；QT.s表示造氚材料核反应引发的氚源项；/>为运算符号，表示对后面的变量求散度。
进一步的，所述扩散数学模型的计算公式具体为：
其中，DT(T)、DHe3(T)分别表示氚和3He在材料中的扩散系数；cT、cHe3分别表示3H和3He的核子数密度；T表示材料温度；t表示时间；λT表示氚的衰变常数；表示空间位置；分别表示粒子输运引发的氚和3He源项。
第二方面，提供了中子辐照环境下反常氚渗透分析系统，包括：
参数获取模块，用于获取涉氚结构中含有造氚材料情况下氚的产生速率、能量分布和射程分布，并制成求解输运方程可用的宏观参数；
物理建模模块，用于考虑中子辐照环境下的核反冲过程构建适用于反常氚渗透的物理模型；
运输建模模块，用于根据物理模型分析氚的产生与输运、反冲氚的输运、氚的衰变、子核氚的产生与输运的复杂物理过程，建立适用于反常氚渗透的输运数学模型；
扩散建模模块，用于结合涉氚结构的几何构形、传热学模型、氚与3He的扩散模型以及边界条件，建立适用于反常氚渗透的扩散数学模型；
耦合分析模块，用于对输运数学模型和扩散数学模型进行空间和时间上的离散化，并通过数值手段实现物理场和几何构形的耦合求解，获取反冲氚的空间分布和渗透量以实现反常氚渗透行为特性分析。
第三方面，提供了一种计算机终端，包含存储器、处理器及存储在存储器并可在处理器上运行的计算机程序，所述处理器执行所述程序时实现如第一方面中任意一项所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法。
第四方面，提供了一种计算机可读介质，其上存储有计算机程序，所述计算机程序被处理器执行可实现如第一方面中任意一项所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提出的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，能够将反常氚渗透涉及的粒子输运与物质的扩散进行耦合，实现对反常氚渗透过程的时间演化模拟；
2、本发明能够处理反常氚渗透现象中反冲氚和子核氚两个核心物理过程，实现氚的核反冲过程的数值模拟功能；
3、本发明具备氚与3He行为的理论分析能力，涵盖扩散、核反冲、衰变等物理分析模块；
4、本发明可实现氚和3He空间分布的时变分析；
5、本发明能够模拟不同物性参数、环境条件、几何构型情景下的反常氚渗透过程，提供核反冲氚渗透的形成条件以及影响程度的分析方法，对聚变堆和裂变堆涉氚模块的氚渗透特性作出预判。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1是本发明实施例中反常氚渗透现象的两类核反冲过程示意图；
图2是本发明实施例中的整体流程图；
图3是本发明实施例中中空多层套管的几何结构图；
图4是本发明实施例中的系统框图。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例1：中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，如图1与图2所示，具体由以下步骤步骤。
下面详细描述本专利的应用示例，示例的几何结构如图3所示，中空多层套管结构从内向外依次为真空、材料A、产氚材料B(或含氚材料B’)、材料c、材料D、环境。整个涉氚结构从0时刻开始接受中子辐照，至tc时刻辐照结束。针对该应用示例开展中子辐照环境下的反常氚渗透分析步骤如下：
步骤1：若待解问题中包含造氚材料B，则采用MCNP程序统计材料B在给定中子注量率条件下的氚产生速率，采用GEANT4程序统计材料B与中子作用后所产生氚的能谱，采用SREAM程序统计材料B与中子作用后所产生的氚在材料中的射程分布，将上述宏观参数制作为对应的多群参数；若待解问题中不包含造氚材料B，仅有含氚材料B’，则直接进入步骤2。
步骤2：根据图3各部分结构的中子注量率，结合相应材料(材料A、B、C、D)的核子组分，分析出各个位置的核反应释热率按照式的瞬态温度场方程，求解图3结构的温度场分布。
温度场的计算公式具体为：
其中，c表示材料比热；ρ表示材料密度；T表示材料温度；t表示时间；K表示材料导热系数；Q表示热源密度；表示位置矢量。
步骤3，本发明充分考虑中子辐照环境下的核反冲过程，构建了适用于反常氚渗透的物理模型。将氚与中子发生弹性碰撞及(n，n′)反应形成核反冲氚称为“反冲”氚，将氚衰变产生的3He与中子发生(n，p)反应形成核反冲氚称为“子核”氚，两个物理过程见图1，两种反冲氚都具有MeV量级的能量，具有很强的穿透能力。“反冲”氚简写为反冲氚，“子核”氚简写为子核氚。
步骤4：结合反冲氚和子核氚的产生与输运过程，建立3H-3He输运方程组，即输运数学模型。
输运数学模型的计算公式具体为：
η＝φ*σes
ω＝φ*σnp
其中，cT、cHe3分别表示3H、3He的核子数密度；表示空间位置；t表示时间；DT表示氚的扩散系数；λT表示氚的衰变常数；η表示中子碰撞产生反冲氚的速率；/>表示3H受中子碰撞后产生反冲氚的位置迁移矢量；/>表示3He与中子发生(n，p)反应后产生子核氚的位置迁移矢量；ω表示3He与中子核反应产生子核氚的速率；φ表示中子通量；σes表示中子与氚碰撞截面；σnp表示3He与中子发生(n，p)反应的截面；QT.s表示造氚材料核反应引发的氚源项；/>为运算符号，表示对后面的变量求散度。
步骤5：针对反冲氚和子核氚的产生过程，采用GEANT4程序计算氚在不同中子能谱下的反冲能量分布和出射角分布，并将其制作成输运方程求解可用的多群参数。
步骤6：针对反冲氚和子核氚的产生过程，采用SRIM程序计算核反冲氚在不同材料(材料A、B、C、D)中的射程分布和角分布，也可以利用Bethe-Bloch公式计算得到理论值，并将其制作成输运方程求解可用的多群参数。
步骤7：根据Fick第二定律建立3H-3He扩散方程组，即扩散数学模型，结合步骤2中计算得到的温度场分布，确定式中氚的扩散系数。
扩散数学模型的计算公式具体为：
其中，DT(T)、DHe3(T)分别表示氚和3He在材料中的扩散系数；cT、cHe3分别表示3H和3He的核子数密度；T表示材料温度；t表示时间；λT表示氚的衰变常数；表示空间位置；分别表示粒子输运引发的氚和3He源项。
步骤8：结合涉氚结构的几何构型，对3H-3He输运方程组和3H-3He扩散方程组进行空间几何离散和时间的离散，通过数值手段进行迭代求解，如图2所示，获取不同时刻的氚密度空间分布、以及涉氚结构向外界释放的氚渗透量，实现中子辐照环境下的反常氚渗透行为特性分析。
实施例2：中子辐照环境下反常氚渗透分析系统，如图4所示，包括参数获取模块、物理建模模块、运输建模模块、扩散建模模块和耦合分析模块。
其中，参数获取模块，用于获取涉氚结构中含有造氚材料情况下氚的产生速率、能量分布和射程分布，并制成求解输运方程可用的宏观参数。物理建模模块，用于考虑中子辐照环境下的核反冲过程构建适用于反常氚渗透的物理模型。运输建模模块，用于根据物理模型分析氚的产生与输运、反冲氚的输运、氚的衰变、子核氚的产生与输运的复杂物理过程，建立适用于反常氚渗透的输运数学模型。扩散建模模块，用于结合涉氚结构的几何构形、传热学模型、氚与3He的扩散模型以及边界条件，建立适用于反常氚渗透的扩散数学模型。耦合分析模块，用于对输运数学模型和扩散数学模型进行空间和时间上的离散化，并通过数值手段实现物理场和几何构形的耦合求解，获取反冲氚的空间分布和渗透量以实现反常氚渗透行为特性分析。
工作原理：本发明将中子辐照环境下生成3H和3He的核反应视为关键物理过程，相应地将反冲氚和子核氚的输运过程纳入了反常氚渗透的理论分析和数值模拟系统中，为中子辐照环境下的氚渗透行为规律研究及涉氚部件设计优化提供了有效方法。
本领域内的技术人员应明白，本申请的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此，本申请可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且，本申请可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
本申请是参照根据本申请实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器，使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中，使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品，该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上，使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理，从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
以上的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (8)

1.中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，其特征是，包括以下步骤：
获取涉氚结构中含有造氚材料情况下氚的产生速率、能量分布和射程分布，并制成求解输运方程可用的宏观参数；
考虑中子辐照环境下的核反冲过程构建适用于反常氚渗透的物理模型；
根据物理模型分析氚的产生与输运、反冲氚的输运、氚的衰变、子核氚的产生与输运的复杂物理过程，建立适用于反常氚渗透的输运数学模型；
结合涉氚结构的几何构形、传热学模型、氚与3He的扩散模型以及边界条件，建立适用于反常氚渗透的扩散数学模型；
对输运数学模型和扩散数学模型进行空间和时间上的离散化，并通过数值手段实现物理场和几何构形的耦合求解，获取反冲氚的空间分布和渗透量以实现反常氚渗透行为特性分析；
该方法还包括：
根据涉氚结构的中子注量率分布分析各位置的核反应释热率；
将核反应释热率作为热扩散分析的热源项；
通过数值手段求解涉氚结构中的温度场，并将温度场作为物质扩散系数取值的自变量；
该方法还包括：
根据物理模型中反冲氚和子核氚的产生过程计算氚的能量分布，并制作成输运数学模型求解可用的系数参数；
根据物理模型中的反冲氚和子核氚的输运过程计算氚的射程分布和角分布，并制作成输运数学模型求解可用的系数参数。
2.根据权利要求1所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，其特征是，所述温度场的计算公式具体为：
其中，c表示材料比热；ρ表示材料密度；T表示材料温度；t表示时间；K表示材料导热系数；Q表示热源密度；表示位置矢量。
3.根据权利要求1所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，其特征是，所述物理模型的构建过程具体为：
氚与中子发生弹性碰撞和(n，n′)反应，得到反冲氚；
氚衰变产生的3He与中子发生(n，p)反应，得到子核氚；
反冲氚和子核氚两种氚核均具有MeV量级的能量。
4.根据权利要求1所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，其特征是，所述输运数学模型的计算公式具体为：
η＝φ*σes
ω＝φ*σnp
其中，cT、cHe3分别表示3H、3He的核子数密度；表示空间位置；t表示时间；DT表示氚的扩散系数；λT表示氚的衰变常数；η表示中子碰撞产生反冲氚的速率；/>表示3H受中子碰撞后产生反冲氚的位置迁移矢量；/>表示3He与中子发生(n，p)反应后产生子核氚的位置迁移矢量；ω表示3He与中子核反应产生子核氚的速率；φ表示中子通量；σes表示中子与氚碰撞截面；σnp表示3He与中子发生(n，p)反应的截面；QT.S表示造氚材料核反应引发的氚源项；/>为运算符号，表示对后面的变量求散度。
5.根据权利要求1所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法，其特征是，所述扩散数学模型的计算公式具体为：
其中，DT(T)、DHe3(T)分别表示氚和3He在材料中的扩散系数；cT、cHe3分别表示3H和3He的核子数密度；T表示材料温度；t表示时间；λT表示氚的衰变常数；表示空间位置；分别表示粒子输运过程引发的氚和3He源项。
6.中子辐照环境下反常氚渗透分析系统，其特征是，包括：
参数获取模块，用于获取涉氚结构中含有造氚材料情况下氚的产生速率、能量分布和射程分布，并制成求解输运方程可用的宏观参数；
物理建模模块，用于考虑中子辐照环境下的核反冲过程构建适用于反常氚渗透的物理模型；
运输建模模块，用于根据物理模型分析氚的产生与输运、反冲氚的输运、氚的衰变、子核氚的产生与输运的复杂物理过程，建立适用于反常氚渗透的输运数学模型；
扩散建模模块，用于结合涉氚结构的几何构形、传热学模型、氚与3He的扩散模型以及边界条件，建立适用于反常氚渗透的扩散数学模型；
耦合分析模块，用于对输运数学模型和扩散数学模型进行空间和时间上的离散化，并通过数值手段实现物理场和几何构形的耦合求解，获取反冲氚的空间分布和渗透量以实现反常氚渗透行为特性分析；
该系统还包括：
根据涉氚结构的中子注量率分布分析各位置的核反应释热率；
将核反应释热率作为热扩散分析的热源项；
通过数值手段求解涉氚结构中的温度场，并将温度场作为物质扩散系数取值的自变量；
该系统还包括：
根据物理模型中反冲氚和子核氚的产生过程计算氚的能量分布，并制作成输运数学模型求解可用的系数参数；
根据物理模型中的反冲氚和子核氚的输运过程计算氚的射程分布和角分布，并制作成输运数学模型求解可用的系数参数。
7.一种计算机终端，包含存储器、处理器及存储在存储器并可在处理器上运行的计算机程序，其特征是，所述处理器执行所述程序时实现如权利要求1-5中任意一项所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法。
8.一种计算机可读介质，其上存储有计算机程序，其特征是，所述计算机程序被处理器执行可实现如权利要求1-5中任意一项所述的中子辐照环境下反常氚渗透分析方法。
CN202111468535.8A 2021-12-03 2021-12-03 中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质 Active CN114611267B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111468535.8A CN114611267B (zh) 2021-12-03 2021-12-03 中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111468535.8A CN114611267B (zh) 2021-12-03 2021-12-03 中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN114611267A CN114611267A (zh) 2022-06-10
CN114611267B true CN114611267B (zh) 2023-09-12

Family

ID=81857428

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202111468535.8A Active CN114611267B (zh) 2021-12-03 2021-12-03 中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN114611267B (zh)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107391904A (zh) * 2017-06-15 2017-11-24 中国科学院合肥物质科学研究院 一种聚变堆氚增殖包层优化设计方法
CN109522510A (zh) * 2018-11-19 2019-03-26 西安交通大学 一种熔盐堆氚输运特性耦合计算方法
WO2019138452A1 (ja) * 2018-01-09 2019-07-18 一穂 松本 荷電粒子ビーム衝突型核融合炉
CN112949120A (zh) * 2021-02-04 2021-06-11 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于Matlab/Simulink实现不同维度氚输运模型耦合计算的方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107391904A (zh) * 2017-06-15 2017-11-24 中国科学院合肥物质科学研究院 一种聚变堆氚增殖包层优化设计方法
WO2019138452A1 (ja) * 2018-01-09 2019-07-18 一穂 松本 荷電粒子ビーム衝突型核融合炉
CN109522510A (zh) * 2018-11-19 2019-03-26 西安交通大学 一种熔盐堆氚输运特性耦合计算方法
CN112949120A (zh) * 2021-02-04 2021-06-11 中国科学院合肥物质科学研究院 一种基于Matlab/Simulink实现不同维度氚输运模型耦合计算的方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN114611267A (zh) 2022-06-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107273582B (zh) 一种用于快中子反应堆中子输运燃耗耦合分析的计算方法
Nikitin et al. Solution of the OECD/NEA neutronic SFR benchmark with Serpent-DYN3D and Serpent-PARCS code systems
CN109670239B (zh) 基于pin-by-pin模型的压水堆生产同位素模拟方法及系统
Kim et al. Development of a new 47-group library for the CASL neutronics simulators
CN114611267B (zh) 中子辐照环境下反常氚渗透分析方法、系统、终端及介质
Deng et al. JMCT Monte Carlo code with capability of integrating nuclear system feedback
DeHart et al. Preliminary results for the OECD/NEA time dependent benchmark using Rattlesnake, Rattlesnake-IQS and TDKENO
Benaalilou et al. Modeling and simulation of a TRIGA MARK-II research reactor using WIMSD-5B and CITATION codes
Wang et al. A pebble tracking transport algorithm for pebble bed reactor analysis
Smirnov et al. Neutronic modeling of a subcritical system with corium particles and water (from international benchmark)
Lyytinen Parametric studies of breeding blanket thickness of a HELIAS stellarator using Monte Carlo neutron transport code Serpent2
Spencer et al. Coupling of neutron transport and probabilistic fracture mechanics codes for analysis of embrittled reactor pressure vessels
Tran et al. Neutron noise calculations in hexagonal geometry and comparison with analytical solutions
Medina-Castro et al. Designing a heterogeneous subcritical nuclear reactor with thorium-based fuel
Chapoutier et al. AREVA developments for an efficient and reliable use of Monte Carlo codes for radiation transport applications
Volkov et al. High-temperature reactor for hydrogen productions-a step towards future green energy
Baidoo et al. Verification and Validation of SuperMC3. 2 Using VENUS-3 Benchmark Experiments
CN113919176B (zh) 聚变堆包层全堆氚增殖比的优化方法、装置、设备及介质
Cartland-Glover et al. Modelling the neutronics of a molten salt fast reactor using DYN3D-MG for the investigation of the application of frozen wall technology
Brown et al. Fission matrix capability for MCNP
Saldikov et al. Computation methods and techniques for solution of coupled multiphysics problems in precision calculations of VVER type reactors
Wang et al. Prospects for CVR-0: A Prototype of China Virtual Reactor
Miglierini et al. 3d neutronic analysis of VVER1000/V-320 using PARCS code
Tikhomirov et al. System of coordinated calculation benchmarks for a fast reactor with sodium coolant in closed fuel cycle
Merzari et al. Cardinal: A Lower Length-Scale Simulator for Fluoride Cooled High Temperature Reactors

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant