全堆芯Pin by Pin中子扩散节块法CMFD加速

采用节块方法中有效的半解析方法求解中子扩散方程，在径向采用pin by pin的计算方式且中子通量基于两阶展开，在轴向采用基于4阶展开中子通量的节块法，并且进行全堆粗网有限差分（CMFD）加速，以达到计算精度与计算效率的平衡.通过IAEA 2D/3D基准问题和自定义3D pin by pin参考问题的数值计算，验证所提出的方法能够达到预期的精度，同时CMFD能够取得很好的加速效果.     

节块内嵌离散纵标(SN)方法的算法研究及程序开发

介绍节块内嵌离散纵标(S_N)方法求解三维堆芯中子输运/扩散方程的算法框架.在基于扩散理论的三维粗网节块展开方法(NEM)的算法体系中,用基于输运理论的径向二维细网节块离散纵标方法(NDOM)的内迭代过程,替代节块展开方法(NEM)内迭代的径向求解过程.该算法充分考虑了核电厂反应堆堆芯的三维结构特点,另一方面,也充分利用了已经成熟的三维粗网节块展开方法(NEM)和二维离散纵标方法(S_N)的研究成果,同时有效避免了利用离散纵标方法(S_N)求解三维中子输运方程所面临的计算内存和计算时间的瓶颈问题.编制开发二维多群节块离散纵标方法(NDOM)模块程序NS_NM和三维多群节块展开方法(NEM)模块程序MGNEM,并以此为基础编制开发节块内嵌S_N方法的模块程序HANWIND;其中,NS_NM为HANWIND求解两维问题的功能模块.针对OECD/NEA-2D C5G7MOX基准问题以及两环路核电厂三维堆芯的数值验算结果表明,节块内嵌S_N方法的算法开发及程序编制有效、切实可行.     

基于二维广义横向积分综合一维半解析的三维中子扩散节块法

目前, 轻水堆堆芯计算广泛采用基于横向积分技术的中子扩散方程节块展开法, 该方法需要对横向泄漏进行多项式近似而不严格, 而且堆芯设计还需要额外的精细功率重构模块用于获得组件内各栅元的功率分布。本文提出两维广义横向积分方法, 直接采用源展开以及表面流耦合方法, 可以避免上述两个不足。由于反应堆堆芯不均匀性更多发生在径向, 因此采用径向基于广义横向积分方法结合轴向常规节块法的综合方法进行三维中子扩散计算。通过基准问题的数值计算, 验证了该方法对于堆芯扩散计算的正确性和可行性。     

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。     

基于JMCT-JBURN的燃料棒径向功率分布计算

研究给出基于蒙特卡罗粒子输运软件JMCT耦合燃耗分析软件JBURN计算燃料棒径向功率分布的方法。介绍了计算模型的建立、输运及燃耗计算的相关设置以及裂变功率、俘获功率的统计方法。UO₂燃料棒径向功率分布的计算结果表明,采用JMCT-JBURN软件的结果与工程常用软件符合较好,最大偏差不超过3%,证明了计算方法和计算软件的适用性。该方法可用于工程设计。     

反应堆孔道屏蔽计算的蒙特卡罗方法

建立临界源方向偏倚和指数变换相结合的耦合抽样方法,用于反应堆孔道的屏蔽计算.提出了算例问题的最佳源方向偏倚参数p₁和指数变换参数p₂,得到的耦合抽样方法更能有效降低计算结果的方差.校算了中国核动力院脉冲堆的切向孔道,其中耦合抽样方法的计算结果更接近于实验测量值.     

三维圆柱几何格林函数节块法中子扩散计算

发展了中子扩散计算三维圆柱几何格林函数节块法。首先通过横向积分将中子扩散方程化为三个互相耦合的一维偏通量方程。对于径向偏通量方程，将径向扩散微分算符分解为平板几何的扩散微分算符和一个修正项之和，将修正项移到方程右端作为修正源项。这样，三个方程都化为平板几何的一维方程莆式，再借助平板几何第二类边界条件格林函数，对主几相应体源作积分，建立偏通量积分方程，对于修正源项，通过分部积分方法将偏通量导数项转化     

δ函数SN方法求解含各向异性散射输运方程的本征值问题

将角通量分解成一个δ函数和一个低阶函数,分别采用解析方法和求积组来计算源项.利用δ函数S_N方法,计算了平几何条件下含各向异性散射单速输运方程的临界问题.分析和数值结果表明,采用数量较少的离散方向,能够达到较高计算精度.     

MOC/SN耦合三维中子输运程序KYCORE开发与初步验证

KYCORE程序是中国核动力研究设计院开发的径向MOC（特征线方法）与轴向SN耦合三维中子输运程序。KYCORE将二维MOC与一维SN通过角通量实现高精度耦合,并通过粗网有限差分实现快速收敛,是目前可工程化应用于三维中子输运计算中精度最高的方法之一。介绍了2D/1D计算与加速理论,并通过与蒙特卡罗程序的计算对比,数值验证了KYCORE三维中子计算的准确性与高效性。     

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.     

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。     

CFETR磁体系统的中子学计算及活化分析

用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况。计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×10¹⁴ MeV•m^–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求。停机后磁体组件的活度为3.33×10¹⁰Bq•kg^–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×10⁸Bq•kg^–1。研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件。     

气冷微型堆可燃毒物研究北大核心CSCD

为分析气冷微型堆可燃毒物布置策略,分别建立长寿期(15 MW-20 a)、短寿期(5 MW-1 a)、较长寿期(5 MW-3~10 a)不换料堆芯模型,利用通用蒙卡程序,研究气冷堆中常用可燃毒物核素种类、可燃毒物布置方案对堆芯反应性、寿期等特性的影响。研究结果表明:长寿期堆芯中,整体型Er2O3可以有效控制堆芯剩余反应性,但在寿期末会造成一定的反应性惩罚;整体型B4C可以较好地控制堆芯剩余反应性,并在寿期末几乎不会造成反应性惩罚,通过分区布置还可以优化功率分布;分离型B4C可以使燃耗特性曲线在寿期初和寿期中变化很平坦。短寿期堆芯中,分离型Gd2O3毒物棒可以很好地控制剩余反应性且不会缩短堆芯寿期;常见的B4C布置方式并不合适,但B4C弥散在堆芯石墨内可以起到较好的毒物效果。较长寿期堆芯中,分离型Gd2O3毒物棒不仅可以有效控制剩余反应性,还可以保证堆芯具备仅依靠温度负反馈实现自动停堆的固有安全性。研究结果将为后续气冷微堆型号研发提供指导。