反应堆实际提棒的中子倍增公式

针对实际的反应堆启动过程中采用步选提棒的方式,并考虑单组缓发中子效应,以点堆中子动力学方程为基础,导出了反应堆启动的中子倍增公式,此公式的计算结果与用纯数值计算结果相同。     

核动力装置热工水力运行分析程序中的堆芯物理模型

提出了一套用于微机版船用核动力装置热工水力运行分析程序的堆芯物理模型 ,该模型既能较逼真地描述实际的物理过程 ,又能满足运行实时性要求和运行监督所要求的计算精度     

点堆中子动力学方程的刚性研究

用去耦合法在不作假定的条件下导出不含中子寿命的先驱核密度方程 ,也达到了将刚性限制在中子密度方程中的目的 .     

求刚性中子动力学方程数值解的新方法

中子动力学方程是刚性方程,数值计算很费机时,为减少计算机时提出了许多算法,常用的有隐式盖分法、多步法和自动变步长法等,著名的方法有吉尔方法和埃米特方法.但这些方法的计算程序复杂且总计算时间减少不明显.消去刚性法是一个全新的算法,稳定步长可达到20 s,计算时间大大下降.     

反应堆时空动力学方程的解法研究

利用分离变量法导出了均匀圆柱形反应堆时空中子动力学方程的近似解析解,它满足反应堆运行现场所需的计算速度和精度要求,对舰船反应堆安全运行有重要意义.     

船用核反应堆提棒外推临界优化研究

因稳定时间受限,传统的倍增公式导出的外推临界公式计算结果大于实测值,偏危险;文中根据新的中子倍增公式导出了外推临界计算的新公式,实例计算表明,该公式比传统的外推临界公式精确且偏安全.     

一种新的一体化压水型反应堆──热管输热核反应堆构想

本文提出了热管输热核动力反应堆的构想,即用热管代替现今压水堆的一回路管道、主泵和稳压器,并对热管输热反应堆进行了原理分析,提出了工程应用可行性等急需研究的问题。     

核动力装置主系统对蒸汽发生器给水流量的动态响应

本文把集总参数法用于堆芯、一回路和二回路,导出了主系统对蒸汽发生器给水流量丧失的动态方程组及其解析解,非常适用于运行监督性快速计算。     

核反应堆内中子泄漏数学模型研究

导出了点堆中子动力学方程中的中子泄漏表达式 ,使点堆中子动力学方程的精度提高 ,应用领域可从反应堆冷启动一直到瞬发超临界     

反应堆失流事故分析用集总参数模型及其温度方程的解法

本文把传热集总参数法用于失流事故的分析,导出了燃料温度和冷却剂温度方程组;还介绍了求上述温度方程组解析解的方法;同时还提出了新的解法,此解法扩大了解的应用范围,提高了解的精确度。