基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。     

PCM软件包燃料组件弯曲模型的开发及验证北大核心CSCD

燃料组件在反应堆内受压紧力等作用会发生弯曲,该弯曲会显著改变反应堆局部位置的中子慢化。基于中广核核设计软件包PCM中的组件中子截面计算软件PINE和堆芯核设计软件COCO,开发了专门的燃料组件弯曲模型,以分析燃料组件弯曲对堆芯局部功率分布的影响,并和蒙特卡罗软件JMCT做了对比验证计算。计算结果表明,PCM软件包燃料组件弯曲模型的计算结果与JMCT吻合良好,该软件包可以用于燃料组件弯曲的分析计算。燃料组件的弯曲对于堆芯的局部功率分布有显著的影响,需要在设计中予以特别关注。     

超高燃耗常规快堆堆芯物理概念设计

为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆 (HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不同堆芯状态,分析了临界参数、功率分布、DPA特性、温度和功率反应性特性、控制棒价值等堆芯参数。设计结果表明,HBFR的燃料组件最大卸料燃耗接近300 000 MWd/tHM,平均卸料燃耗219 000 MWd/tHM,单循环燃耗反应性损失3.7%(k是有效增殖因子,k是有效增殖因子的变化量),可以通过补偿棒实现反应性控制,HBFR的各参数满足设计目标与设计限值,可以为下一步与行波堆的比较研究提供参考堆芯。     

177堆芯24个月换料可行性研究

与18个月换料相比,压水堆核电站24个月换料能减少大修次数,提高机组负荷因子,增加发电量。基于装载177组件的堆芯,通过提高新燃料组件富集度和增加批换料组件数使堆芯循环长度达到24个月换料周期要求,考虑实际24个月换料和名义24个月换料高低两种电厂可利用因子。考虑燃料组件费用、大修费用、乏燃料处理费用和发电收益等进行换料方案经济性分析评估,并和典型18个月换料经济性作比较。177堆芯平衡循环装载88组富集度为4.95%的燃料组件,能满足名义24个月换料循环长度的需要,组件平均卸料燃耗约48 GWd/tU;装载104个燃料组件的堆芯能满足实际24个换料循环长度的要求,堆芯参数满足相关安全限值要求。结果表明,177堆芯24个月换料具有可行性,其高负荷因子下的经济性与18个月换料相当。     

铅冷快堆M2LFR-1000堆芯燃料管理方案设计

堆芯燃料管理是反应堆设计中极为重要而且复杂的工作,直接影响着堆芯的经济性。目前国内外对于压水堆等传统热堆已有了较为丰富和成熟的燃料管理计算方法,但对于快堆,由于其中子能谱硬,与传统热堆相比有着不同的控制方式和功率分布,快堆的堆芯燃料管理缺乏系统研究。针对中国科学技术大学自主研发的强迫循环冷却的铅基快堆M2LFR-1000,应用SRAC/COREBN软件包进行堆芯燃耗计算,根据燃耗深度提取核素核子密度,计算伪平衡循环参数进行燃料管理预估,然后进行首循环装料、过渡循环和平衡循环燃料管理方案设计。结果表明:对M2LFR-1000堆芯外区燃料换料组件Pu的富集度进行优化,可以延长换料周期到540 d,提高平均卸料燃耗深度;伪平衡循环结果与平衡循环基本一致,伪平衡循环可以用于燃料管理预估。     

基于RMC的微观截面参数化北大核心CSCD

为了进行堆芯计算,需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化,但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数,而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法,该方法可以消除燃耗历史的影响,且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算,首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面,再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性,构造了一个自定义的压水堆模型,计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。     

乏燃料中Pu同位素含量数值模拟

利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆1717组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。     

新型钍基熔盐堆堆芯方案及燃耗分析

采用自主开发的SONG/TANG-MSR栅格/堆芯分析程序对新型钍基熔盐堆（TMSR）进行堆芯布置与燃耗分析计算。根据前期的栅格分析相关工作,TMSR采用了无铍（BeF2）燃料熔盐、氧化铍慢化剂以及碳化硅包壳,并在组件栅格初步优化分析的基础上,通过全堆芯计算对熔盐栅格进一步优化和分析,给出了堆芯三区布置方案。该方案具有较高的增殖比,负的功率系数,以及较平的温度分布。根据该堆芯方案,在考虑熔盐在线处理情况下进行了熔盐燃耗计算分析。结果表明,堆芯具有较高的增殖比、较短的倍增时间以及长期稳定运行能力。新型的钍基熔盐设计大大提高了增殖性能,同时又确保堆芯具有足够的安全性能。     

关于压水堆产武器级钚的模拟计算

防止核扩散是国际社会共同努力的目标,其中武器级核材料的防扩散是重中之重.钚是反应堆的副产品,如果不计较经济效益,利用铀为核燃料的反应堆都可以生产武器级钚.本文基于日本Takahama-3压水堆建立了五个模型,并进行中子和燃耗计算,得到两种燃料棒产武器级钚的条件、燃料棒轴向的燃耗分布、组件内燃料棒燃耗的变化区间和全堆芯燃料棒径向燃耗分布.基于上述模型和计算数据给出压水堆堆芯内含有武器级钚的准确位置和UO_2燃料棒中武器级钚的产量.这种低燃耗的乏燃料给国际核不扩散带来了巨大风险,国际社会应该加强对此类乏燃料的监管.     

HTR-PM中燃耗测量方法研究和测量系统原型研制

作为球床模块式反应堆中燃料元件循环的重要组成部分,燃耗测量系统必须对连续排出堆芯的燃料球进行非破坏性在线测量,以确定是作为乏燃料球退出循环,还是将其返回堆芯。137Cs的活度和燃耗值存在很好的单调对应关系,因此在高温气冷堆(HTR-PM)核电站示范工程中将利用高纯锗探测器测量燃料球中137Cs的活度,进而根据燃耗计算曲线确定其燃耗值。通过实验以及基于Geant4的蒙特卡罗全模拟,利用效率传递方法准确得到了系统刻度的修正因子。同时发展了快速自动的谱寻峰和峰面积分析程序用于双源实验和MCNP模拟的γ谱分析,结果表明,尽管有干扰峰的影响,该系统预计对137Cs的活度测量相对不确定度依然可以控制在3.0%以内。在以上工作基础上成功研制并测试了一套全尺寸的燃耗测量系统原型。     

铅基反应堆燃料组件间隙横流周期性研究

燃料组件内冷却剂的横流对反应堆堆芯的换热有很大影响,为研究铅基反应堆燃料组件内冷却剂的横向速度分布,对CiADS反应堆燃料组件组件局部的7,19棒束的单螺距及多螺距多种几何进行建模和CFD（Computational Fluid Dynamics）模拟,并对其间隙内横向速度进行分析。研究表明: 19棒束组件内通道、角通道的相邻间隙内横向速度的分布在组件轴向和横向上有明显周期性,横向上根据两个内通道间隙平移旋转的位置关系由一个间隙的结果经过平移一定相位角度可以得到另一个间隙分布结果,沿轴向多螺距模型每个螺距长度内横向速度分布一致。7棒束组件在相同类型通道内横向速度分布大小及趋势与19棒束一致。少棒束单螺距组件结果进行横向及轴向的周期性延拓可以得到多棒束多螺距模型间隙内的横流分布。Cross flow of a coolant in fuel assembly had a great impact on the heat transfer of a reactor core. In order to study the characteristics of the cross flow in lead-based fast reactor assemblies, the CiADS fuel assemblies were used as research object. Fine geometric models and CFD simulation of 7 and 19 pin bundle and multi-pitch length assemblies based on CiADS fuel assemblies were carried out. The distribution of the cross flow velocity in several geometric models was compared and analyzed. The results show that the distribution of the cross flow velocity in gaps of interior and corner channel in 19 pin bundle has obvious periodicity in both axial and horizontal direction. In the horizontal direction, the results of one gap can be translated by a certain phase angle to obtain another gap distribution result according to the positional relationship of the translational rotations of the two internal channel gaps. The distribution of cross flow velocity is uniform in each pitch length of multi-pitch model in the axial direction. And the distribution of transverse flow in gaps of 7 pin bundle is similar to the distribution in the same kind of gaps in 19 pin bundle. The results of fewer pin bundle with single pitch length can be periodically extended in axial and transverse direction to obtain the characteristics of cross flow in geometric models with multi-pitch length and more rods.     

堆外探测器响应函数三维空间分布计算

堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器计数率的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器计数率的关系。研究了三维离散纵标法(SN)程序TORT的共轭输运方法,并开发相应的处理程序,实现了柱坐标下的三维共轭中子注量率到压水堆各燃料组件响应函数的转换。并基于CAP1400核电厂反应堆模型,分析了其堆外探测器响应函数空间分布的特性,与采用TORT多次正向输运计算结果进行了对比分析,两者符合较好。通过本文研究,实现了压水堆核电厂堆外探测器响应函数的三维空间分布计算。     

不同类型核燃料对热管冷却反应堆燃耗性能的影响

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点,在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分,不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A,利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型,选取UO₂,(U_0.9Pu_0.1)O₂,U-10Zr,U-8Pu-10Zr,UN,UC这6种核燃料开展燃耗计算,分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明:在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t?1),装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需235U富集度最低(9.8%),具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆,燃料中241Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用,反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大,影响反应堆的安全性与经济性。因此,对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆,需重点关注241Pu对堆芯燃耗性能的影响。     

Substantiation of parameters of the geometric model of the research reactor core for the calculation using the Monte Carlo method

The choice of the spatial nodalization for the calculation of the power density and burnup distribution in a research reactor core with fuel assemblies of the IRT-3M and VVR-KN type using the program based on the Monte Carlo code is described. The influence of the spatial nodalization on the results of calculating basic neutronic characteristics and calculation time is investigated.     

Neutronic simulation of a research reactor core of (232Th, 235U)O 2 fuel using MCNPX2.6 code

The small reactor design for the remote and less developed areas of the user countries should have simple features in view of the lack of infra-structure and resources. Many researchers consider long core life with no on-site refuelling activity as a primary feature for the small reactor design. Long core life can be achieved by enhancing internal conversion rate of fertile to fissile materials. For that purpose, thorium cycle can be adopted because a high fissile production rate of ²³³U converted from ²³²Th can be expected in the thermal energy region. A simple nuclear reactor core arranged 19 assemblies in hexagonal structure, using thorium-based fuel and heavy water as coolant and moderator was simulated using MCNPX2.6 code, aiming an optimized critical assembly. Optimized reflector thickness and gap between assemblies were determined to achieve minimum neutron leakage and void reactivity. The result was a more compact core, where assemblies were designed having 19-fuel pins in 1.25 pitch-to-diameter ratio. Optimum reflector thickness of 15 cm resulted in minimal neutron leakage in view of economic limitations. A 0.5 cm gap between assembles achieved more safety and 2.2% enrichment requirements. The present feasibility study suggests a thermal core of acceptable neutronic parameters to achieve a simple and safe core.     

The influence of changes in the VVER-1000 fuel assembly shape during operation on the power density distribution

A new approach to calculation of the coefficients of sensitivity of the fuel pin power to deviations in gap sizes between fuel assemblies of the VVER-1000 reactor during its operation is proposed. It is shown that the calculations by the MCU code should be performed for a full-size model of the core to take the interference of the gap influence into account. In order to reduce the conservatism of calculations, the coolant density and coolant temperature feedbacks should be taken into account, as well as the fuel burnup.     

Determination of the relative power density distribution in a heterogeneous reactor from the results of measurements of the reactivity effects and the neutron importance function

A method for experimental determination of the relative power density distribution in a heterogeneous reactor based on measurements of fuel reactivity effects and importance of neutrons from a californium source is proposed. The method was perfected on two critical assembly configurations at the NARCISS facility of the Kurchatov Institute, which simulated a small-size heterogeneous nuclear reactor. The neutron importance measurements were performed on subcritical and critical assemblies. It is shown that, along with traditionally used activation methods, the developed method can be applied to experimental studies of special features of the power density distribution in critical assemblies and reactors.     

The influence of reactor core parameters on effective breeding coefficient Keff

The values of effective breeding coefficient Keff in a reactor core of nuclear power plant are calculated for different values of parameters （core structure, fuel assembly component） by using the Monte Carlo method. The obtained values of Keff are compared and analysed, which can provide theoretical basis for reactor design.