核热推进粒子球床堆堆芯物理建模及计算分析

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熔盐球床堆堆芯燃料管理优化初步分析

率展平与压制燃料中心温度的效果。针对核热泉高温堆的一维分区换料方式，模拟退火算法是非常合适的优化分析方法。关键词：核热泉；熔盐球床堆；径向分区换料；燃料管理优化；局部搜索算法；模拟退火算法
ＸＩＡＢｉｎｇ，ＬＶＹｉｎｇ — ｚｈｏｎｇ，ＪＩＮＧＸｉｎｇ — ｑｉｎｇ，ＸＵＸｉａｏ — ｌｉｎ
（１．ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒａｎｄＮｅｗＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，ＴｓｉｎｇｈｕａＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０００８４，Ｃｈｉｎａ；
ＰｒｅｌｉｍｉｎａｒｙＡｎａｌｙｓｉｓｏｎＩｎ－ｃｏｒｅＦｕｅｌＭａｎａｇｅｍｅｎｔＯｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎｏｆＭｅ — ＢｅｄＲｅａｃｔｏｒ
问题进行了分析。分析结果表明，相比于局部搜索算法，模拟退火算法能以较高的概率跳出局部最优陷
阱，获得全局最优的优化结果，且优化质量独立于初始解的选取。最终的优化结果给出了较好的堆芯功
夏冰，吕应中。，经荥清，徐小琳
（１．清华大学核能与新能源技术研究院，北京２．绿色高科技公司，橡树岭ｔｔｔ纳西１０００８４３７８３０，美国）

CANDU反应堆物理数值计算技术

RFSP 程序中使用的是 POWDERPUFS-V 的栅元程序。 2．超栅元计算
由于 CANDU 反应堆的堆芯内部存在的一系列反应性控制装置和结构材料与燃料通道成正交垂直方位，因此在对基本栅元计算时，无法考虑它们的影响，必须建立一种反应堆基本单元模型：使用笛卡儿坐标，采用一种超栅元计算模型（参见图 2 ）。该模型由基本栅元和垂直于栅元的反应性装置组成，然后计算反应性装置对最接近的相邻网格区域中基本的栅元特性的改变（增加的截面），最后得到反应性装置相应对基本栅元造成的增量截面，用于堆芯模拟中的反应性装置的反应性计算。栅元的综合截面＝栅元的基本截面＋反应性设备增量截面计算程序：MUTICELL （扩散程序）此外，DRAGON 也可计算反应性装置的反应性。
1. RFSP 中的节点模型 RFSP 程序采用有限差分法求解中子扩散方程。首先，要引
入一系列网格点将堆芯离散化，这里使用全堆芯 48×32×40（X,Y,
Z）网格模型。所有的反应性控制装置和结构材料都被包含在模
型中，诸如：调节棒和调节棒导向管、停堆棒和停堆棒导向管、轻水区域控制器、2 号停堆系统的毒物喷嘴等。
量分布：
●求解两群三维的有限差分中子扩散方程 ●使用通量绘图的方法进行谐波拟合 RFSP 能进行燃料管理计算，按照给定的时间步长和该时间
段的换料通道，模拟反应堆的运行历史，这就是 RFSP 命名的由来。
赞 Fi(t)，所以堆芯棒束 i 的燃耗为 ωi(t) ，棒束所在位置的通量为 Φ 赞 Fi(t)△t。然后调用当前堆芯中每个棒束的燃耗 ωi(t+△t)=ωi(t)+Φ

核反应堆的模拟和仿真

核反应堆的模拟和仿真核反应堆是现代工业的重要组成部分之一，它的安全稳定运行对于人类社会的发展至关重要。

因此，研究核反应堆的模拟和仿真技术，对于提升安全性、节约能源、保护环境等方面都具有重要意义。

一、核反应堆模拟核反应堆模拟是指利用计算机程序对核反应堆进行计算机模拟，以便于研究、预测和评估反应堆的性能和安全情况。

核反应堆的模拟过程一般包括以下几个方面：1.反应堆构型设计反应堆构型设计是核反应堆模拟的起点，它涉及到反应堆的结构设计、燃料组织方式和传热方式等多个方面。

模拟人员需要对反应堆的整体结构进行建模，并对各个关键部位进行参数化建模。

2.物理特性模拟物理特性模拟是指在反应堆运行过程中，对反应堆内部物理特性的模拟。

对于一座反应堆的物理特性模拟一般包括热学模拟和辐照模拟等。

热学模拟主要指反应堆内的传热过程和温度特性，而辐照模拟则涉及放射性拉出、裂变产物鉴定和中子流计算等。

3.动力学模拟动力学模拟是指对于核反应堆在不同运行条件下的动态响应进行模拟。

这方面模拟需要描绘反应堆在运行过程中不同状态的响应速率，并进行相应的系统智能判断和评估。

二、核反应堆仿真核反应堆仿真是指基于模型的核反应堆运行过程的仿真，主要利用计算机辅助技术进行。

反应堆仿真技术主要应用于故障分析和决策支持等方面，是反应堆模拟的重要组成部分。

核反应堆仿真技术的研究需要对反应堆进行复杂建模，并在不同的操作条件下进行仿真。

仿真技术能够在反应堆运行过程中实时模拟各种系统故障，并输出相应的解决方案，为反应堆管理提供科学决策支持。

三、核反应堆模拟和仿真的应用核反应堆模拟和仿真技术已经广泛应用于核能工业、国防军工等多个领域。

其中，最主要的应用领域包括：1.核反应堆材料及组成的优化分析利用核反应堆模拟和仿真技术对核反应堆材料及其组成进行优化分析，使得反应堆产生的能量可以更加高效地利用，从而减少能源消耗和限制污染。

2.反应堆的维护和管理通过对反应堆模拟和仿真技术的应用，管理人员可以更加详细地了解反应堆在不同操作条件下的运行状况，从而针对不同的问题进行有针对性的维护和管理。

球床模块式高温气冷堆的研究及发展现状

球床模块式高温气冷堆的研究及发展现状引言高温气冷堆是应用于核能领域的一种新型堆型。

相较于传统的水冷堆，高温气冷堆具备安全性高、环保、高效率、高寿命等优势。

其中，球床模块式高温气冷堆是其中一种更加先进的高温气冷堆的类型，也是未来核能发展方向之一。

本文将主要讲解这一高温堆的原理、特点、现有的研究成果和发展现状。

高温气冷堆概述高温气冷堆是一种无需水冷却，而是通过气体作为冷却剂的堆型。

其中常用的冷却剂是氦气。

高温气冷堆通常加热至1000℃以上，因而被称为高温堆。

相比起水冷型堆的300℃以下，高温气冷堆具备更高的热效率和更低的辐射能量释放水平。

与此同时，高温气冷堆还比传统堆型更加稳定，原因是氦气可以有效地防止放射性物质向堆壳和环境发散。

球床模块式高温气冷堆球床模块式高温气冷堆是高温气冷堆的一种新型类型，采用了近年来最新的堆型设计。

以氦气为冷却剂，它使用铀氧化物作为燃料，通过控制反应物供应的速率，将燃烧过程控制在核裂变的范围内。

球床模块式高温气冷堆的本质在于将堆芯设计成几百万由燃料颗粒组成的小球，在一个密闭的容器中均匀分布排列。

这些球颗粒的直径通常小于1mm。

燃料颗粒替代了传统堆型堆芯中大型金属管或压制成块状的燃料，其稳定性好，能够防止数据的放射性材料泄漏。

球床模块式高温气冷堆的特点•安全性强：球床模块式高温气冷堆的核燃料是由小颗粒状的燃料球组成，能够有效控制裂变反应的过程，同时堆芯的高压密度也减少了堆芯的核反应输出。

•环保：相比于传统堆型，高温气冷堆的主要冷却剂氦气不易污染环境，作为一种清洁的能源形式，将可以广泛应用于多个领域。

•高效率：球床模块式高温气冷堆的高温状态带来了相对更高的热效能，这将进一步提高核电的效率，从而可以更好地满足人类需求。

•高寿命：由于球床模块式高温气冷堆的设计可以降低机组运转时的辐射水平，从而使其具有更长的寿命，有助于减少运行成本的同时也提供了对生态环境的更好保护。

球床模块式高温气冷堆的研究成果球床模块式高温气冷堆的研究始于2000年代，目前已经有了不少的成果。

球床高温气冷堆初装堆芯建立过程模拟

球床高温气冷堆初装堆芯建立过程模拟张竞宇;李富;孙玉良【摘要】针对球床高温气冷堆HTR-PM的初始临界和启动运行问题,提出了一个初装堆芯建立过程的完整方案,并采用VSOP和蒙卡程序进行了模拟,计算了初装堆建立过程关键时刻的Kef、堆芯临界高度和最大单球功率等物理参数.计算结果表明:在冷态、空气气氛下堆芯达到首次临界时,混合区高度为2.8193 m;依靠吸收球分组下落,可以将混合区装载到设定值7.7 m;在进行气氛切换的过程中,堆芯始终处于次临界状态;在功率提升阶段,单球功率的峰值为2.42 kW/FS,燃料温度的峰值为1035℃,依靠22组吸收球可以实现冷停堆.计算结果均满足设计要求,证明了所设计的初装堆建立过程方案的安全可行性,可以为HTR-PM初始临界和启动运行提供参考.【期刊名称】《哈尔滨工程大学学报》【年(卷),期】2018(039)010【总页数】5页(P1722-1726)【关键词】球床高温气冷堆;初装堆芯;建立过程;VSOP程序;蒙卡程序;临界【作者】张竞宇;李富;孙玉良【作者单位】华北电力大学核科学与工程学院,北京102206;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084;清华大学核能与新能源技术研究院,北京100084【正文语种】中文【中图分类】TL3292008年2月15日，我国国务院批准了高温气冷堆核电站示范工程重大专项总体实施方案，目标是建设世界上第一座具有第四代核能系统安全特性的20万千瓦级模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)[1]示范工程。

HTR-PM即将建造完工，后续将开展一系列的调试运行过程[2]，其中一个很重要的环节就是初装堆芯的建立过程。

球床堆的初始装料过程必然是从冷态、空气气氛开始，通过逐步装入燃料实现首次物理临界，然后继续装入燃料来补偿堆芯温度升高、燃耗增加、裂变产物积累所带来的反应性变化，最终达到堆芯装满、热态满功率运行的状态，即所谓的初装堆芯状态。

球床式高温气冷堆的余热不确定性分析

Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｌａｒｇｅａｍｏｕｎｔｏｆｄｅｃａｙｈｅａｔｉｎａｑｕｉｔｅｌｏｎｇｔｉｍｅａｆｔｅｒｒｅａｃｔｏｒｓｈｕｔｄｏｗｎ，
ｗｈｉｃｈｉＳａｎｉｍｐｏｒｔａｎｔｃｈａｒａｃｔｅｒｉｓｔｉｃｏｆｔｈｅｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔｓ，ｓｈｏｕｌｄｂｅｃｏｎｓｉｄｅｒｅｄ
ｓｅｒｉｏｕｓｌｙｄｕｒｉｎｇｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎａｌｙｓｉｓ．Ｔｈｅｒｅｆｏｒｅ，ｔｈｅｓｔｕｄｙｏｎｔｈｅｄｅｃａｙｈｅａｔａｎｄｉｔｓｕｎｃｅｒｔａｉｎｔｙａｎａｌｙｓｉｓｐｌａｙａｎｉｍｐｏｒｔａｎｔｒｏｌｅｉｎｔｈｅｄｅｓｉｇｎｏｆｄｅｃａｙｈｅａｔｒｅｍｏｖａｌｓｙｓｔｅｍ，ａｓｗｅｌｌａｓｉｎｔｈｅｓａｆｅｔｙｖｅｒｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｔｈｅｆｕｅｌｅｌｅｍｅｎｔｄｕｒｉｎｇｔｈｅａｃｃｉｄｅｎｔ．ＩｎｒｅｆｅｒｅｎｃｅｄｔｏｔｈｅｓｔａｎｄａｒｄｏｆＧｅｒｍａｎｙｅｎｔｉｔｌｅｄ “ＤｅｃａｙＨｅａｔＰｏｗｅｒｉｎＮｕｃｌｅａｒＦｕｅｌｓｏｆＨｉｇｈ — ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅＲｅａｃｔｏｒｓｗｉｔｈＳｐｈｅｒｉｃａｌＦｕｅｌＥｌｅｍｅｎｔｓ” ｅｓｐｅｃｉａｌｌｙｆｏｒｐｅｂｂｌｅ — ｂｅｄｈｉｇｈｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｇａｓ — ｃｏｏｌｅｄｒｅａｃｔｏｒ（ＨＴＧＲ），ｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｍｅｔｈｏｄｏｆｄｅｃａｙｈｅａｔａｎｄｉｔｓｕｎｃｅｒｔａｉｎｔｙｏｆｐｅｂｂｌｅ — ｂｅｄＨＴＧＲｗｅｒｅｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄ．ＯｎｔｈｅｂａｓｉｓｏｆｔｈｅｐｒｅｌｉｍｉｎａｒｙｐｈｙｓｉｃａｌｄｅｓｉｇｎｏｆＣｈｉｎｅｓｅ２００ＭＷｅｈｉｇｈｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅｇａｓ — — ｃｏｏｌｅｄｒｅａｃｔｏｒｐｅｂｂｌｅ－－ｂｅｄ

热管堆高温数据库的制作及堆芯初步物理计算

热管堆高温数据库的制作及堆芯初步物理计算屈伸;曹良志;郑琪;刘汉刚;赵小林【期刊名称】《现代应用物理》【年(卷),期】2017(8)4【摘要】利用核数据库处理程序N JOY,制作了1 700 K和1 750 K温度下,热管堆中45种核素的高温核数据库,并利用ICSBEP2006中的临界基准题对所制作的数据库加以验证.分别利用所制作的数据库和蒙特卡罗程序MCNP对堆芯进行了建模,计算了堆芯的有效增殖系数keff,确定了热管堆中燃料的尺寸和富集度,分析了堆芯的相对功率分布.最后,初步计算了热管堆在水淹和沙埋2种事故工况下的keff以及安全棒价值,为堆芯安全分析和事故分析提供了基础参数.【总页数】9页(P82-89,95)【作者】屈伸;曹良志;郑琪;刘汉刚;赵小林【作者单位】西安交通大学核科学与技术学院,西安710049;西安交通大学核科学与技术学院,西安710049;西安交通大学核科学与技术学院,西安710049;中国工程物理研究院核物理与化学研究所,绵阳621900;中国工程物理研究院核物理与化学研究所,绵阳621900【正文语种】中文【中图分类】TL329【相关文献】1.WIMS/CITATION在IHNI-1堆芯物理计算中的应用 [J], 赵柱民;张良;江新标;陈立新;朱养妮;周永茂2.热管堆固态堆芯三维核热力耦合方法与分析 [J], 柴晓明;徐青蓝;马誉高;韩文斌;谢碧衡;刘旻昀;余红星;黄善仿;刘余;杨韵佳3.有机工质反应堆燃料组件物理计算及堆芯设计 [J], 王锋;孙源楠;苏兴康4.世界首座具第四代核能系统安全特征的高温堆示范工程首堆堆芯石墨球初装堆启动 [J],5.高温堆示范工程首堆堆芯石墨球初装堆启动 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

高温气冷堆不确定性分析的新进展

高温气冷堆不确定性分析的新进展GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【摘要】球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的\"系统分解,逐级传递\"的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性.清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展.目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架.在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析.然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响.此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数kef和功率分布的影响.从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)007【总页数】9页(P1221-1229)【关键词】高温气冷堆;不确定性分析;球床结构;核数据【作者】GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【作者单位】【正文语种】中文【中图分类】TL32随着核能技术的发展，对于反应堆系统的某些重要安全参数，提供“最佳估计值+不确定性范围”的需求日益增长[1]。

目前关于轻水堆(LWR)计算不确定性的国际性合作研究项目已经实施，如OECD/NEA LWR UAM项目[2-3]，并取得了一定进展。

快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议
吴宏春;杨红义;郑友琦;曹良志;杜夏楠;杨勇;刘一哲;胡赟
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2024(58)3
【摘要】快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。

快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。

本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。

【总页数】16页(P513-527)
【作者】吴宏春;杨红义;郑友琦;曹良志;杜夏楠;杨勇;刘一哲;胡赟
【作者单位】西安交通大学核科学与技术学院;中国原子能科学研究院
【正文语种】中文
【中图分类】TL32
【相关文献】
1.反应堆堆芯热功率测量方法及其误差分析
2.基于蒙特卡罗方法的引入中子阱结构板式燃料研究堆堆芯物理分析
3.不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的
影响与分析4.华龙一号反应堆堆芯启动物理试验优化研究5.三代压水反应堆堆芯建模方法研究
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核电厂堆芯物理试验功率亏损和功率系数项目的探讨

３４５６７８热态零功率中子通量范围的确定反应性仪的验证临界硼浓度的测量等温温度系数的测量控制棒微积分价值和硼价值测量堆芯通量图
Ｈ茬与间程中量与率程间重区ｚＰ中量；间程功量之的叠和
ＨＰＺＨＰＺＨＰＺＨＰＺＨＰＺ若干平台需要做若干试验点需要做若于试验点需要若干控制棒棒组通％８常７
项目内容，还有必要参考国外的相关标准法
规，现简单介绍较为成熟的美国核学会Ａ — ＮＳ．Ｎ．９６１２０《ＩＡＳ１．．－０５压水堆重新装料后的物
理启动试验》。
－
２－５
２１年第２０１期
体系，将堆芯物理试验的文件（芯物理试验监督要求ＧＲ堆ＯＸ）作为最终安全分析报告
（ＳＦＡＲ）技术规格书的一部分。其中，关于堆芯物理试验中功率亏损和功率系数项目，
是否需要包括在该文件中，目前有一些争议，本文将从技术角度以及国内外法规标准体
剂）温度和空泡系数都将发生变化，这些变
化又引起反应性的变化。因此，功率系数是所
５
ＰＨ之Ｐ￣ＨＦ亏损Ｚ之间的功率亏损间的功率
有反应性系数的综合效应，包括慢化剂温度系数、多普勒（ｏｐｅ）功率系数和空泡系数。Ｄｐｌｒ慢化剂温度系数是指由慢化剂温度变化引起的反应性变化，Ｄｐｌ功率系数是指单位功率ｏｐｅｒ

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一
物理参数的模拟计算。而ＭＣＮＰ程序在处理复杂几何结构和跟踪复杂粒子输运物理等过程方面具有较强的优势，较适合小型空间堆的模拟计算。使用ＭＣＮＰ程序进行ＰＢＲ堆芯建模时，需使
匀化处理可以极大地简化建模过程，中子有效增殖系数ｋ、中子能谱等参数的计算结果与实际模型相差均十分微小，一般情况下可以使用燃料区均匀化等效模型代替实际模型。
关键词：粒子球床堆；建模；临界物理计算；等效均匀化；ＭＣＮＰ
ａｃｔｏｒｂｙＭＣＮＰｃｏｄｅ，ｉｎｗｈｉｃｈｔｈｅｆｕｅｌｂｅｄｉｓｈｏｍｏｇｅｎｉｚｅｄ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｂｙｒｅａ —
ｓｏｎａｂｌｅｈｏｍｏｇｅｎｉｚｉｎｇｔｈｅｆｕｅｌｂｅｄ，ｔｈｅｅｓｔａｂｌｉｓｈｉｎｇｏｆｔｈｅｎｅｗｍｏｄｅｌｃｏｕｌｄｂｅｓｉｍｐｌｉｆｉｅｄ，ａｎｄｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｅｄｄａｔａ，ｓｕｃｈａｓｋＨａｎｄｎｅｕｔｒｏｎｓｐｅｃｔｒｕｍ，ａｒｅｓｉｍｉｌａｒｔｏｔｈｏｓｅｏｂｔａｉｎｅｄｂｙｕｓｉｎｇｔｈｅｐａｒｔｉｃｌｅｂｅｄｍｏｄｅ１．
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｉｓｐａｐｅｒｐｒｅｓｅｎｔｓａｎｅｗｍｏｄｅｌｆｏｒｃａｌｃｕｌａｔｉｎｇｔｈｅｐａｒａｍｅｔｅｒｓｏｆｐａｒｔｉｃｌｅｂｅｄｒｅ —
ＪＩＡＮＧＤｕｏ — ｙｕ，ＪＩＡＮＧＸｉｎ — ｂｉａｏ，ＷＡＮＧＬｉ — ｐｅｎｇ，ＰＡＮＸｉａｏ — ｂｉｎｇ，ＺＨＡＮＧＸｉｎ — ｙｉ
（ＳｔａｔｅＫｅｙＬａｂｏｒａｔｏｒｙｏｆＩｎｔｅｎｓｅＰｕｌｓｅｄＲａｄｉａｔｉｏｎＳｉｍｕｌａｔｉｏｎａｎｄＥｆｆｅｃｔ，ＮｏｒｔｈｗｅｓｔＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｘｉ ’ ａｎ７１００２４，Ｃｈｉｎａ）
中图分类号：ＴＬ３２９
文献标志码：Ａ
文章编号：２０９５ —６２２３（２０１４）０４ —２５１ —０５
ＰｈｙｓｉｃａｌＭｏｄｅｌａｎｄＣａｌｃｕｌａｔｉｏｎｆｏｒＰａｒｔｉｃｌｅＢｅｄＲｅａｃｔｏｒｏｆＮｕｃｌｅａｒＴｈｅｒｍａｌＰｒｏｐｕｌｓｉｏｎ
（西北核技术研究所强脉冲辐射环境模拟与效应国家重点实验室，西安７１Ｏ０２４）
摘要：利用ＭＣＮＰ程序对核热推进粒子球床堆堆芯进行物理建模，计算了堆芯临界物理参
数，研究了堆芯燃料区均匀化等效建模对堆芯物理特性的影响。结果表明：合理的堆芯燃料均
ＮＴＰ）在空间推进领域具有巨大的潜力，是深空探
索推进方式的理想选择。２Ｏ世纪八九十年代，美国
启动了空间战略防御计划和载人火星探测计划，使固相核热火箭推进技术得到了进一步发展，提出了以粒子球床堆（ｐａｒｔｉｃｌｅｂｅｄｒｅａｃｔｏｒ，ＰＢＲ）为代表的
第５卷第４期
２０１４年１２月
现பைடு நூலகம்
代
应
用
物
理
Ｖｏ１．５。ＮＯ．４
Ｄｅｃ．２Ｏ１４
ＭＯＤＥＲＮＡＰＰＬＩＥＤＰＨＹＳＩＣＳ
核热推进粒子球床堆堆芯物理建模及计算分析
姜夺玉，江新标，王立鹏，潘孝兵，张信一
ＰＢＲ以其良好的换热性和高能密度产生率被视为理想的堆芯方案之一Ｌ３］。由于ＰＢＲ堆芯尺寸较小
（燃料球体积约为１０ｃｍ。），几何结构具有强烈的不均匀性，故不适于采取确定论程序进行堆芯临界
Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＰＢＲ；ｍｏｄｅｌｉｎｇ；ｃｒｉｔｉｃａｌｐｈｙｓｉｃｓｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ；ｈｏｍｏｇｅｎｉｚａｔｉｏｎ；ＭＣＮＰ
核热推进Ｌ１吨］（ｎｕｃｌｅａｒｔｈｅｒｍａｌｐｒｏｐｕｌｓｉｏｎ，