大型压水堆装载50%MOX燃料方案压力容器辐照安全计算

对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。     

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。     

基于VENUS-Ⅱ基准模型的SuperMC程序验证

为了验证SuperMC软件系统对装载MOX燃料压水堆的临界计算能力，采用国际经合组织核能署(OECD/NEA)2001年发布的三维VENUS-Ⅱ国际基准模型对SuperMC3.1版本进行了测试验证。本次测试包括栅元和堆芯两个部分，分别计算了栅元无限增殖因数、重核反应率、堆芯有效增殖因数、堆芯轴向裂变反应率等关键物理参数。将SuperMC计算结果与基准模型实验测量值以及MCNP计算值作了对比。结果显示:在测试范围内，SuperMC计算值与参考值吻合得较好，表明SuperMC可应用于含MOX燃料堆芯的临界计算。     

西安脉冲堆堆芯燃料管理正交优化计算

根据西安脉冲堆工程的实际需要,研制了脉冲堆堆芯燃料管理计算软件包HEX ICFM,并建立了正交优化模型,研制了换料优化计算软件包HEX ORTH.软件包中栅元计算采用了WIMS D 4程序,堆芯扩散计算程序采用了二维六角形节块程序SIXTUS 2.应用HEX ICFM对西安脉冲堆首循环堆芯参数进行了计算,并用HEX ORTH对第3循环末堆芯燃料装载和30根备用新燃料元件进行了堆芯优化分析,得到了目标函数为max(K_eff^BOC)的最佳堆芯倒换料方案.     

超临界水堆燃料组件选型论证研究

开展SCWR燃料组件性能分析及设计论证,分析研究SCWR组件设计目标,对比分析各类组件设计理念的物理热工性能与结构可实现性,论证选取综合性能优化的SCWR燃料组件方案。组件选型论证研究表明,大水棒方形组件方案采用结构设计较为简单的单水棒、组合式方形燃料组件,能够为燃料元件提供充分、均匀的慢化,而且慢化剂和冷却剂分流简单,具备良好的物理热工性能与结构可实现性,满足SCWR组件设计目标。     

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。     

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。     

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。     

基于VHTRC的棱柱式高温气冷堆核设计程序验证北大核心CSCD

高温气冷堆是国际公认的固有安全性高的反应堆堆型。针对高温气冷堆包覆颗粒燃料引入的燃料组件的双重非均匀性以及棱柱式堆芯布置的非均匀性和强空间耦合效应,提出基于蒙特卡罗均匀化-确定论输运方法的RMC-SaraGR程序系统作为棱柱式高温气冷堆的核设计程序。基于日本棱柱式高温气冷堆临界实验装置VHTRC基准题,针对此套核设计程序系统开展了均匀化模型研究和初步验证。研究结果表明,基于蒙特卡罗均匀化方法,采用全堆模型、合适的能群结构和分区方式产生组件群常数,并经过超级等效均匀化方法进行等效均匀化修正,可以保证堆芯多群均匀计算具有较高的计算精度。     

Pu或Am含量对铀基混合氧化物的结构和能量及力学性质的影响

U-Pu和U-Am混合氧化物中的Pu或Am含量对核反应堆燃料的高效循环利用至关重要.研究铀基混合氧化物中不同Pu或Am的含量对其结构、力学性质和能量的影响有助于理解和预测提高反应堆中燃料的行为以及与包层的化学或力学相互作用.本文通过DFT+U方法首先探索UO₂、PuO₂和AmO₂的结构和能量随U的变化关系，然后研究UO₂结构中不同Pu或Am含量对其结构和力学性质以及能量的影响.结果表明在UO₂结构中掺入不同Pu或Am的含量均使得体系晶格参数收缩，且与实验观测(U, Pu)O₂中Pu的含量结论是一致的.从能量角度观察，UO₂结构中掺入不同Pu或Am的含量使得体系形成能随掺入量的变化趋势明显不同.结果显示当UO₂结构中掺入Pu为25%时，U-Pu混合氧化物体系的形成能最低，而当UO₂结构中掺入Am为75%时，U-Am混合氧化物体系的形成能最低.此外，我们也探讨和分析了在UO₂     

Assessment of sensitivity of neutron-physical parameters of fast neutron reactor to purification of reprocessed fuel from minor actinides

The work is devoted to computational investigation of the dependence of basic physical parameters of fast neutron reactors on the degree of purification of plutonium from minor actinides obtained as a result of pyroelectrochemical reprocessing of spent nuclear fuel and used for manufacturing MOX fuel to be reloaded into the reactors mentioned. The investigations have shown that, in order to preserve such important parameters of a BN-800 type reactor as the criticality, the sodium void reactivity effect, the Doppler effect, and the efficiency of safety rods, it is possible to use the reprocessed fuel without separation of minor actinides for refueling (recharging) the core.     

On the transmutation of Am in a fast lead-cooled system

Characteristics of the equilibrium fuel cycle for the core or a blanket of ADS having the structure of the core of a fast lead-cooled reactor of type BREST (Russian abbreviation for ‘Bystryy Reaktor so Svintsovym Teplonositelem’) in a mode of americium transmutation are calculated. Americium loading was taken 5% of heavy atoms. Keeping the average multiplication factor the same as in a standard equilibrium cycle, reactivity swing over 1 year's microcycle is about 1%, that demands partial fuel reloading with a periodicity of about one month. For one year of operation, 61 kg of americium is destroyed, and due to increased ²³⁸Pu content, americium is mainly converted to fission products. Thus in a system of 1 GWt (thermal), 87 kg of americium can be transmuted yearly. The estimate of the reactivity void effect has shown that it increases to 0.6% almost linearly with the void fraction increasing up to 25% and reaches its maximum of 0.7% at a void fraction of about 50%. Application of similar strategy for ADS with a sub-criticality level ≈0.96−0.98 can essentially relax safety problems related to positive void effects.      

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。     

压水堆核电站燃料组件弯曲对堆芯中子学的影响分析计算

在压水堆核电站中,由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲,燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响,从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能,进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果（包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响）,并使用蒙特卡罗软件JMCT,对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块,对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析,计算结果表明:在某一燃耗下,随着水隙增加或减小,燃料组件功率会随之增加或减小,使堆芯的功率分布发生倾斜,影响核电站的安全运行。     

大型先进压水堆堆芯机械补偿控制模式

研究了AP1000堆芯物理计算程序的计算方法,分析了该程序尤其是机械补偿（MSHIM）控制模式计算功能的理论模型、计算方法及应用范围,对比了大型先进压水堆堆芯设计与AP1000的差异,评估了AP1000反应堆MSHIM计算功能在大型先进压水反应堆堆芯MSHIM计算功能的适用性。基于大型先进压水堆堆芯物理建模,针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环的典型燃耗点进行典型的100%-70%-100%和100%-50%-100%负荷跟踪运行模式计算分析,并依据计算结果对大型先进压水堆的MSHIM运行模式进行了分析。针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环,开展机械补偿控制初始启动运行、再启动运行计算分析,研究机械补偿控制模式的堆芯初始启动和再启动运行能力。计算结果表明:采用MSHIM运行模式的大型先进压水堆,不调节硼浓度的情况下,在首循环、平衡循环典型燃耗下具有一定的负荷跟踪能力;启动、再启动运行模式则需要配合调节硼浓度才能完成。     

金属材料再加载“准弹性”响应的实验验证

 用波反射法设计了一维应变冲击实验，由时间分辨VISAR系统（Velocity Interferometer System for Any Reflection）测量了镁铝合金的冲击-再加载速度波剖面。结果显示，在排除窗口反射稀疏波的情况下，从24 GPa冲击态开始的再加载存在明显的“准弹性”响应，证实了Asay等报道的二次压缩“准弹性”响应是材料本征特性。并对金属材料高压本构参量实验测量的关键技术进行了探讨。     

Variants of Regenerated Fissile Materials Usage in Thermal Reactors as the First Stage of Fuel Cycle Closing

At present, 240 000 t of spent nuclear fuel (SF) has been accumulated in the world. Its long-term storage should meet safety conditions and requires noticeable finances, which grow every year. Obviously, this situation cannot exist for a long time; in the end, it will require a final decision. At present, several variants of solution of the problem of SF management are considered. Since most of the operating reactors and those under construction are thermal reactors, it is reasonable to assume that the structure of the nuclear power industry in the near and medium-term future will be unchanged, and it will be necessary to utilize plutonium in thermal reactors. In this study, different strategies of SF management are compared: open fuel cycle with long-term SF storage, closed fuel cycle with MOX fuel usage in thermal reactors and subsequent long-term storage of SF from MOX fuel, and closed fuel cycle in thermal reactors with heterogeneous fuel arrangement. The concept of heterogeneous fuel arrangement is considered in detail. While in the case of traditional fuel it is necessary to reprocess the whole amount of spent fuel, in the case of heterogeneous arrangement, it is possible to separate plutonium and ²³⁸U in different fuel rods. In this case, it is possible to achieve nearly complete burning of fissile isotopes of plutonium in fuel rods loaded with plutonium. These fuel rods with burned plutonium can be buried after cooling without reprocessing. They would contain just several percent of initially loaded plutonium, mainly even isotopes. Fuel rods with ²³⁸U alone should be reprocessed in the usual way.