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。     

非均匀余弦加热垂直圆管在模拟压水堆失水事故喷放工况下的传热研究

一、引言 为了确保核电站反应堆的安全传热,许多学者研究了模拟压水堆均匀发热堆芯燃料元件在失水事故下的传热情况,但实际上由于反应堆中子通量非均匀分布、从而热流密度沿轴向分布也是非均匀的,而且这种分布随着堆的寿期和控制棒插入的位置而发生变化。为了模拟这种工况,我们进行了试验工作段上游均匀加热、下游余弦分布加热(模拟堆寿期后期)和上游余弦分布加热、下游均匀加热(模拟堆寿期前期)时失水事故喷放工况下的     

BEAVRS基准模型热零功率状态的JMCT分析

使用JMCT (J Monte Carlo Transport Code)对来自MIT的全堆芯pin-by-pin精细建模的国际基准模型BEAVRS的热零功率(HZP)状态进行了模拟计算, 并与测试数据进行了对比和分析. 比较的物理量包括临界本征值、控制棒价值、反应性温度系数、轴向积分的全堆探测器测量值和不同位置四个组件轴向相对功率密度分布. HZP状态下不同控制棒位置插入和硼浓度的临界本征值计算, JMCT结果与理论值1.000 的误差小于0.2%, 控制棒价值计算结果与测量值符合. JMCT对轴向积分的探测器径向相对功率分布和四个组件的轴向归一化的探测器的计算结果与测量值进行了比较和分析, 计算结果与测量值一致, 同时清晰地展示了模型增加格架后, 轴向功率曲线在相应位置出现下凹的现象. 此外, JMCT给出了轴向积分的组件径向相对功率密度分布和轴向相对功率最大处(Z轴位置)的pin径向相对功率密度分布, 并与国际知名程序MC21结果进行了对比, 两个图像都符合得非常好. 随着计算机与并行计算的高速发展, 蒙特卡罗程序开始从传统的反应堆校验工具向反应堆设计工具转变.     

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。     

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。     

国和一号(CAP1400)首循环堆芯启动物理试验高保真模拟分析北大核心CSCD

为了避免启动物理试验参数预测值不准确,影响电厂调试启动,可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N,对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模,开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明,以JMCT程序为参考,NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10^(−5)以内,对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内,对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内,对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内,各程序计算结果符合得很好,可有效支撑反应堆的调试启动过程。     

基于VERA基准题的cosRMC程序验证

为了验证反应堆物理软件和方法的计算能力,美国CASL (Consortium for Advanced Simulation of LWRs) 项目提出了VERA (Virtual Environment for Reactor Application) 堆芯物理基准题。该基准题以Watts Bar初始堆芯为模型,涵盖从二维单栅元到三维全堆芯的燃耗及换料的十个基准问题。针对VERA基准题模型,利用COSINE软件包中的反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC进行临界计算,得到了有效增殖因子、组件功率分布、控制棒微积分价值和反应性系数等结果。通过与基准题中提供的KENO结果对比,两种蒙特卡罗程序的计算结果吻合良好。这表明cosRMC程序具有从组件到堆芯的计算能力,其临界计算精度基本与KENO程序相当。     

600MW反应堆堆芯入口流量分配实验研究

堆芯入口流量分配实验研究是秦山二期６００ＭＷ反应堆结构定型的重要依据．堆整体模型比例１：４，模拟堆芯采用棒束结构开式栅格设计．水力实验回路由２×１１７０ｍ３／ｈ的两对称环路组成，进入各燃料组件的流量用特制的内磁式涡轮流量计测量．本报告根据双环路对称运行工况下归一化的堆芯入口流量分配实验数据，改进并优化了原型堆的吊篮底板的开孔结构，并给出了改进后的实验结果．     

高保真物理-热工耦合计算方法研究及应用

反应堆高保真物理-热工耦合计算可以更准确、更详细地模拟和预测反应堆堆芯行为,从而进一步提高核反应堆的安全性和经济性。基于精确的几何建模与高精度的中子学计算方法,通过耦合pin-by-pin子通道热工水力计算,进行了高保真中子学和物理-热工耦合计算方法研究,研制了反应堆高保真物理-热工耦合计算程序NECP-X/CTF。在此基础上分析了燃料棒导热模型、间隙导热率等计算模型对高保真物理-热工耦合计算结果的影响,最终将耦合系统应用于大型压水堆关键安全参数的计算。结果表明,高保真物理-热工耦合不但可以获得精确的宏观参数,还可以获得精细的燃料棒功率、燃料棒温度等精细参数。     

300#研究堆寿期内上联箱铝材中子注量分析

材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数。上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值。为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法。通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析。     

基于JLAMT可视化建模的JMCT模拟计算

JMCT是中国工程物理研究院高性能数值模拟软件中心粒子输运团队自主研发的三维蒙特卡罗模拟软件,JLAMT为其前处理可视化建模工具。使用JLAMT和JMCT程序对BW,KRITZ,BEAVRS等系列基准题进行了模拟,并对有效增殖系数及计数功能进行了对比分析。其中有效增殖系数计算结果与MCNP5的最大偏差为KRITZ2装载方案19基准题的89.1 pcm,除BEAVRS基准题外的计数结果与MCNP5的偏差基本小于2%,平均偏差在1%左右;BEAVRS基准题功率分布模拟结果与MCNP5及实测值最大偏差分别为7.06%,16.6%,控制棒价值计算与MCNP5及实测值均吻合较好。,     

BEAVRS基准模型的cosRMC精细建模与临界测试验证

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1 pcm,符合较好；不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100 pcm,计算精度与同类软件相当；此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。     

Dragon程序在金属燃料铅铋快堆堆芯计算中的应用与偏差分析

铅铋合金或铅冷却快堆（LFR）是具有良好应用前景的第四代先进核能系统之一。针对环形芯体金属燃料（UZr，UPuZr）LFR的燃料组件与堆芯，利用Dragon/Donjon程序开展中子学计算，获得了基于ENDF/B 8.0库的172群和295群多群中子数据库、输运方法（SP3）和扩散方法（MCFD）的结果及其与蒙卡程序RMC的偏差。采用SP3算法针对UZr燃料得到的k_eff偏差小于550×10?5；对于UPuZr燃料采用MCFD算法得到的k_eff偏差小于?700×10?5。控制棒组件价值的偏差小于7.6%；172群和295群库的结果基本无差异。应用SP3算法的燃料组件功率偏差小于±6.0%；SP3算法的偏差小于MCFD的。结果证明，Dragon/Donjon程序在金属燃料铅铋快堆物理分析中具有可行性。     

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。     

Measurements of control rod worth by modified inverse kinetic method

Results of control rod worth measurements on the Astra critical assembly at the Russian Research Centre Kurchatov Institute are presented. The measurements were carried out by the modified inverse kinetics method, which is based on the use of experimental information about the variation of neutron detector readings only after introducing a reactivity perturbation. Calculated corrections are not required. The results of measurements do not depend on the neutron detector position.     

中子时空动力学计算程序CORCA-K的进展

主要介绍了自主化中子时空动力学程序CORCA-K的相关研发进展。CORCA-K程序是中核集团自主研发的NESTOR软件包中的三维瞬态中子学计算软件。其核心功能是采用数值计算方法,求解三维瞬态中子扩散方程。其空间离散采用第二类边界条件节块格林函数方法,与三维稳态扩散计算程序CORCA-3D保持自洽性;时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式,可在向后欧拉格式的基础上叠加实现,且具备时步自适应功能。以三维LMW基准问题、三维LRA基准问题和秦山核电厂3号机组第5循环为计算对象,开展了瞬态计算验证。结果表明,CORCA-K计算结果与参考程序符合较好,且在保证计算精度的条件下,具有更高的计算效率。     

Measurements of the 107Ag neutron capture cross sections with pulse height weighting technique at the CSNS Back-n facility

Silver indium cadmium (Ag-In-Cd) control rod is widely used in pressurized water reactor nuclear power plants, and it is continuously consumed in a high neutron flux environment. The mass ratio of ¹⁰⁷Ag in the Ag-In-Cd control rod is 41.44%. To accurately calculate the consumption value of the control rod, a reliable neutron reaction cross section of the ¹⁰⁷Ag is required. Meanwhile, ¹⁰⁷Ag is also an important weak r nucleus. Thus, the cross sections for neutron induced interactions with ¹⁰⁷Ag are very important both in nuclear energy and nuclear astrophysics. The (n,γ) cross section of ¹⁰⁷Ag has been measured in the energy range of 1-60 eV using a back streaming white neutron beam line at China spallation neutron source. The resonance parameters are extracted by an R-matrix code. All the cross section of ¹⁰⁷Ag and resonance parameters are given in this paper as datasets. The datasets are openly available at http://www.doi.org/10.11922/sciencedb.j00113.00010.     

JMCT反应性微扰计算功能的实现

蒙特卡罗中子输运程序用于反应堆设计与安全分析计算及校验时,微小的反应性扰动容易被统计涨落所掩盖,因此一般通过微扰计算处理此类问题。基于微分算子方法在JMCT程序中实现了反应性微扰计算功能。为保证计算的精度,JMCT考虑了非源扰动的高阶效应以及一阶裂变源扰动效应。选取了具有全局扰动、局部扰动的快中子与热中子裂变系统对JMCT反应性微扰计算功能进行了测试。测试系统覆盖了正负反应性变化。