次临界能源堆物理设计进展

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。     

西安脉冲堆127I嬗变计算方法与实验验证

为了开展129I的热中子嬗变的研究,在西安脉冲堆上开展了127I靶件辐照实验。以探索实验条件,对127I靶件的嬗变率进行了蒙特卡罗计算,并与实验测量值进行了比对。利用NJOY程序,以ENDF/B VII.0库为基础,制作了127I在西安脉冲堆堆芯辐照温度下的MCNP格式截面库,与MCNP自带库(ENDF/B VI.2)同温度下截面库进行了比较,在不可分辨共振区做了改进,使用新制的截面库,利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中的127I辐射俘获截面进行了修正,结合ORIGEN2程序分析了127I靶件在西安脉冲堆实际辐照后的嬗变率和核素的变化,研究了中子能谱和辐照时间对靶件嬗变计算的影响。使用MCNPX自带的燃耗模块CINDER90对127I靶件的嬗变情况进行模拟,结果与ORIGEN2基本一致,与实验数值有2%~3%的偏差,主要原因是MCNP计算中子通量密度存在误差。     

基于广义等价理论的高保真共振计算方法

采用伪核素方法,建立了能够精确快速处理干涉效应的计算方法,在分析广义等价理论特点的基础上,提出了高保真的共振计算方法。该方法首先根据实际问题的几何,建立238U的非均匀共振积分表,基于此核素采用广义等价理论处理栅元间的互屏效应,获得不同位置燃料棒的背景截面,然后根据背景截面在非均匀截面表中插值建立不同燃料棒的等效栅元,在此栅元的基础上根据实际问题中燃料棒内的温度分布和核素分布进行超细群计算,从而获得燃料棒内不同位置共振核素高保真的有效共振截面。     

求解中子动力学方程的加权蒙特卡罗方法

为了实现基于蒙特卡罗方法的中子动力学计算,在传统的直接蒙特卡罗动力学方法的基础上,提出了一种加权蒙特卡罗动力学方法。该方法通过引入粒子权重的概念,隐式考虑中子俘获反应和裂变反应过程中中子数目的变化,避免了模拟粒子的数目随时间的变化,降低了统计偏差,消除了程序计算过程中粒子的存库操作,提高了计算精度。基于单能点堆模型,开发了中子动力学计算程序NECP-Dandi,进行了大量数值验证与分析,包括无缓发中子、单组缓发中子、六组缓发中子、正阶跃反应性引入、负阶跃反应性引入、正脉冲反应性、负脉冲反应性和正线性反应性引入等情况。数值结果表明,相比于直接蒙特卡罗动力学方法,加权蒙特卡罗动力学方法在计算结果的精度和计算效率上有较为明显的改进,程序结构更为简洁。     

压水堆堆芯功率分布在线监测计算中的探测器失效诊断与处理方法

作为堆芯功率分布在线监测计算的重要输入参数，堆内中子探测器的测量数据对堆芯功率分布在线监测具有重要影响，因此在线监测计算中探测器失效的诊断和处理十分必要。采用谐波展开法进行堆芯功率分布的在线监测计算，采用直接观察法、探测器测量值比较法以及探测器重构值比较法分三个阶段对探测器失效进行诊断。基于以上理论，在在线监测系统NECP-ONION中加入探测器失效诊断功能，利用BEAVRS基准题对失效诊断和处理进行验证。数值结果表明，将三阶段的诊断方法结合使用，不仅可以有效判断探测器完全失效的情况，同时对于探测器测量值偏离正常值也具有判断能力。对于探测器失效的处理，NECP-ONION具有较好的探测器失效承受能力。当探测器测量值严重偏离正常值时，程序可诊断其失效并去除错误测量值信息后进行重构；当偏离正常值不足以做出失效诊断时，在线监测程序监测计算精度在可接受范围内。     

蒙特卡罗与离散纵标耦合方法在压水堆堆腔漏束计算中的应用

为克服蒙特卡罗(MC)方法计算时间长和离散纵标(SN)方法复杂几何描述不精确的困难,采用SN-MC耦合计算流程,研究了基于蒙特卡罗方法和离散纵标方法的耦合方法。耦合方法的主要思想是根据离散纵标程序提供的中子角通量,利用接口程序计算出面源的分布概率,然后由修改后的源抽样子程序生成包括上下圆面源和圆柱面源的组合源,提供给蒙特卡罗程序进行计算分析。初步计算结果表明,该耦合方法是正确的,可用于压水堆堆腔漏束的计算分析。     

ADS瞬态分析中的概率论-确定论耦合方法

针对加速器驱动次临界系统(ADS)瞬态问题,采用预估校正改进准静态方法(PCQS)处理时空中子动力学方程中的时间自变量,采用蒙特卡罗方法处理相应的空间-角度-能量自变量,重点解决了低次临界度下模拟计算不稳定的问题,验证了TWGIL-Seed-Blanket动力学基准问题和小型模拟ADS问题,得到瞬态过程的功率变化结果,与基于其他方法的程序比较,经初步验证取得了较好结果,证明了该耦合方法可行。     

氮化铀热中子截面的第一性原理计算

氮化铀（UN）因其较好的热物性和耐事故容错性成为先进动力堆的候选燃料,但目前热能区缺少可靠的UN热中子截面数据,这对于热中子反应堆物理计算是很不利的.本文基于量子力学的第一性原理,利用VASP/PHONON软件模拟计算了UN的声子态密度,以此为积分得到UN的定容比热容,并基于新制作的声子态密度,采用核截面处理程序NJOY/LEAPR,利用热中子散射理论,得到UN的S（α,β）数据,进而研究UN的热中子散射截面,并与传统压水堆的二氧化铀（UO₂）进行对比.结果表明：优化的晶格参数与数据库符合较好,UN声子态密度的声子项和光子项较UO₂的分隔更加明显,定容比热容计算结果与实验值一致,基于该声子态密度计算得到的UN中²³⁸U的非弹性散射和弹性散射截面比相同温度下UO₂中²³⁸U小,UN中N仅考虑了非相干散射部分,随着温度升高,UN弹性散射截面变小,非弹性散射变大,并在高能段趋于自由核散射截面.本文的研究结果填补了UN热中子截面数据的缺失,为下一步系统研究UN燃料在轻水堆中的中子学性能奠定了基础.     

快堆中子学计算程序NECP-SARAX的改进与验证

NECP-SARAX是西安交通大学NECP团队开发的用于快中子反应堆的中子学程序系统。为准确处理快中子反应堆中中等质量核素散射共振以及非弹性散射导致的复杂的中子慢化效应,SARAX程序最初采用连续能量的蒙特卡罗方法计算中子能谱从而获得堆芯计算使用的有效多群截面。由于蒙特卡罗程序计算效率低,且在低能量段统计偏差较大,提出采用基于点截面的超细群方法计算中子慢化能谱,避免了蒙特卡罗方法产生参数时存在的缺陷。堆芯计算采用多群中子输运,通过优化简化几何建模,改进了程序的实用性。采用多种微扰方法计算堆芯各种反应性系数,提出了基于中子输运微扰理论的虚拟密度方法以计算堆内组件变形导致的反应性变化。在进行堆芯瞬态计算时,采用了点堆和改进准静态两种方法,可用于一般快堆和快谱ADS的典型事故分析。OECD发布的一系列快堆基准题测试表明,SARAX程序在快堆计算中具有良好的精度,达到了与国外著名快堆程序相当的水平。有效增殖因子与连续能量的蒙卡计算结果相比偏差在300 pcm以内。同时,由于引入了虚拟密度理论和三维时空动力学模型,程序功能更加完善,可以更好地满足快堆工程设计的需求。     

基于定量重要性分析的燃耗链压缩方法

核反应堆物理计算中的燃耗计算需要使用燃耗链,但是评价核数据库所定义的燃耗链对于组件计算以及堆芯微观燃耗计算过于精细,传统的燃耗链压缩方法大都是半经验性的,适用范围和精度有限。提出了一种通过定量评估各核素与各反应道重要性实现压缩燃耗链的方法。重要性分析的数据基础是代表性问题的精细燃耗链计算结果,方法是考察每一个单元压缩操作对中子吸收、中子产出以及目标核素原子核密度的影响。该方法被应用于压水堆组件计算中燃耗链的压缩,随后分别应用精细燃耗链和压缩燃耗链对选取的验证算例进行了计算。结果的对比分析显示,在保证计算精度需求的前提下,该燃耗链压缩方法能够显著降低燃耗链规模,满足节省存储开销和时间的需求。