反转反应堆堆芯组件中子学问题初步研究

针对反转反应堆(inverted pressurized water reactor-简称IPWR)中子学问题,首先构筑了IPWR全尺寸堆芯模型,在该模型的基础上进行了堆芯组件临界计算和中子学相关参数计算,确定了当氢重比为6.5,水棒直径范围为7～12 mm得组件栅元尺寸设计范围.同时通过点燃耗程序分析了不同可燃毒物在组件中均匀分布时,无限增殖系数随燃耗的变化,确定选择Er2O3作为IPWR堆芯可燃毒物.     

低浓化医院中子照射器（IHNI-1）堆芯的物理方案设计

采用蒙特卡罗程序MCNP/4B模拟计算了功率为30 kW的低浓化医院中子照射器的堆芯物理参数,设计了合理的堆芯布置方案、235U富集度、控制棒价值、后备反应性和停堆深度,得到固有安全性较高、寿期达10年且无需换料、采用低浓化UO2燃料的医院中子照射器的堆芯物理设计方案,为后续反应堆工程设计以及硼中子俘获治疗肿瘤用中子束的设计提供理论依据。     

HTR-10各运行阶段控制棒反应性当量计算

介绍了10 MW高温气冷反应堆(HTR-10)位于反射层中的控制棒反应性当量的计算方法.用GAM和THERMOS程序分别产生堆芯、反射层、含硼碳砖及控制棒组成材料的超热群和热群截面.用二维离散纵标法程序SN2D在(r,θ)坐标系下作详细控制棒结构的模型计算,该模型包括堆芯、反射层及反射层外的含硼碳砖,控制棒位于反射层中.含硼碳砖的外表面为自由边界,以考虑反射层中的中子泄漏谱.按通量权重归并控制棒区(包括控制棒、空隙及石墨反射层的整个圆环)的均匀化截面.全堆有控制棒和无控制棒情况下的Keff本征值,是由有限差分程序CITATION在(r,z)坐标系下计算出的,并由此得到控制棒的反应性当量.文中给出了HTR-10各运行阶段(包括初装堆、过渡过程中期和后期、平衡换料等时期)的控制棒的反应性当量.初装堆控制棒的反应性积分与微分当量也在文中给出.     

聚变-裂变增殖堆包层的初步中子学设计

 基于国际热核实验堆ITER的堆芯参数和套管结构,对聚变-裂变增殖堆包层的进行了初步中子学设计。基于国际热核实验堆的堆芯参数提出了采用套管结构,以天然金属铀为燃料和硅酸锂为氚增殖剂的快裂变-增殖堆包层的初步中子学设计设计方案。使用FENDL 2.1核数据库及MCNP程序自带的核数据库,用MCNP程序对套管结构快裂变-增殖堆包层进行一维的方案筛选及三维中子学的计算分析。计算分析包层内的一维功率密度分布、产氚率、钚增殖率分布,通过优化设计分析给出合理的包层设计方案,并计算氚增殖率TBR、能量放大倍数M、有效增值系数k_eff、裂变增殖比等参数。     

西安脉冲堆WIMS和MCNP耦合燃耗计算方法

 基于MCNP的多群计算特性,扩展了其多群功能,并与栅元均匀化程序WIMS耦合,实现了临界-燃耗耦合计算;采用WIMS产生的69群共振、自屏宏观中子截面,进行了栅元、组件计算以及实验对比,计算结果与其他方法的计算结果和实验结果一致,验证了此耦合程序的可靠性和正确性。最后,应用此耦合程序对西安脉冲堆第一循环的燃耗进行了计算和分析。     

全堆芯中子输运计算方法研究现状

发展新一代反应堆物理数值计算理论和方法的目标是实现三维全堆芯Pin-by-Pin输运计算,MOC、SN、SPN是其中三种最具有代表意义的全堆芯中子输运计算方法。该研究介绍了这三种全堆芯中子输运计算方法的概念及特点,通过调研国内外研究现状比较分析了三种计算方法的计算精度、计算效率及几何适应性,总结了三种全堆芯输运方法的优缺点。最终归纳了两种具备工程应用可行性的全堆芯中子输运计算方案:(1)二维MOC耦合一维输运/节块法直接进行全堆芯输运计算;(2)采用二维MOC进行栅格计算,预制参数截面库,再运用三维SPN方法进行全堆芯输运计算。     

双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计

以我国已经建成的高浓铀为燃料的BNCT堆为研究对象,将其堆芯低浓化并且添加水平热中子双束流治疗孔道,开展双热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计,计算分析该BNCT堆的keff、控制棒价值、顶铍效率、堆芯能谱、堆芯径向通量、轴向通量、辐照管通量等参数,得到双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案.     

d-T源中子照相装置慢化准直系统初步设计

慢化体准直器是热中子照相装置的关键组件之一,利用铅、铍、石墨等为慢化体的材料,对d-T反应中子源中子照相装置的慢化准直系统进行设计.采用MCNP程序模拟d-T反应快中子在慢化体内的中子慢化输运过程,通过计算得到了满足热中子照相的慢化准直系统的设计方案,给出了经慢化后的中子束各项物理参数.     

高温气冷堆温度反馈的集总参数法模拟

该文研究了模块式高温气冷堆的堆芯热工反馈模型。在三维圆柱几何堆芯中子时空动力学改进准静态方法的基础上,应用集总参数法建立了模块式高温气冷堆堆芯温度反馈的热工模型。将全堆划分为燃料颗粒、等效慢化剂和反射层3个区域,通过热工反馈求解反应性变化。在反应性扰动和冷却剂丧失情况下,模拟了反应性、堆内各区温度、各能群中子平均注量率以及相对功率等物理量随时间的变化。模拟结果与理论分析一致,初步实现了高温气冷堆的物理热工耦合。     

中子输运理论在中子测井数值模拟中的应用及校正图版制作

讨论了中子输运理论在中子测井数值模拟中的应用，用国际通用的核数据库和中子输运离散纵标程序ＤＯＴ４．２对不同岩性、几何尺寸和地质环境条件（如岩层化度等）的模型井进行了响应曲线的数值模拟计算，从而实现了中子测井的正演计算，同时根据计算结果制作了不同测井环境条件下的理论校正图版，结果令人满意，研究结果测井工作有一定的参考价值。     

小型核电站堆芯方案

 具有长寿命、非能动安全的小型核电站是核电发展的一个重要方向。本研究设计了一个小型核电站堆芯方案。该方案为池式钠冷快堆,采用移动反射层和堆内固定吸收体实现较长的堆芯寿期。进一步计算表明,该堆芯方案的寿期可达30年,功率分布合理,各种反应性系数为负值,控制方式的价值足够,满足设计要求。     

基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算

 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。     

WIMSD4-SN 程序系统的校核计算

为了校验ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ程序系统能否用于２００ＭＷ核供热堆组件计算，利用燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ对其进行了一系列的校算，得到结论：１）ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ程序系统在归并低温堆燃料棒栅元参数时，等效栅元模型与普通栅元模型有较大差别，最终证明应该用等效栅元模型。并且，在不含毒物棒情况下，等效栅元可作为组件计算的近似；２）在组件不含Ｇｄ情况下，ＷＩＭＳＤ４－ＳＮ可以用于组件计算，在含Ｇｄ可燃毒物质量分数较高时，不适于进行组件计算。     

HTGR控制棒区不连续因子受边界条件的影响

为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得的精细网格的输运解为基准,在最大误差2%时,用该方法计算得到的有效增殖因子、反应性价值和活性区的中子注量率分布均与参考解相符。采用不同均匀化模型的不连续因子计算,受边界条件的影响都不大。     

反应堆堆内构件流体激振力的数值模型研究

针对反应堆堆内构件流致振动分析评价中如何合理获取流体激振力的关键技术难题,开展了典型反应堆堆内构件三维流场分析的数值模型研究。研究基于计算流体动力学方法,首先,根据反应堆堆内构件的结构特点和运行工况参数,将实际结构的关键部件、物理边界提取并做适当简化,在合理降低计算规模的同时,又充分保留其流场特征;其次,综合考虑计算资源和计算效率,采用结构网格和非结构网格相结合的混合网格划分方式以及分区化的网格尺寸策略,将流场十分复杂但并不关注其细节的堆芯段采用多孔介质模拟,使划分的网格能够捕捉流场特征,进而建立了适用于工程的三维流场分析模型,并对预测结果较好的3种湍流模型进行了对比研究。获得了反应堆堆内构件的三维流线和压力分布特征、典型测点压力脉动的时程与功率谱密度（PSD）特性、3种湍流模型对反应堆堆内构件流体激振力的预测情况、作用于吊篮表面的流体激振力特性。结果表明,大涡模拟（LES）模型可以较好地预测反应堆堆内构件的流体激振力,同时又具有一定的保守性,作用在反应堆堆内构件的流体激振力符合宽带随机性,可为反应堆堆内构件流致振动分析评价提供关键参数和输入载荷。     

控制黑棒和灰棒对AP1000反应堆Keff值影响的M-C模拟

采用正在三门建造的AP1000核电厂堆芯参数,使用MCNP5程序建立AP1000堆芯数学模型。考虑了燃料棒、黑棒与灰棒7种不同排布方式,分3种情况通过调节黑棒和灰棒在堆芯中的深度来研究有效增值因数Keff值的变化情况。模拟结果表明:随着黑棒和灰棒在反应堆堆芯中的插入,Keff值在1.44—1.22之间变化。为了验证其合理性,并用1 000×10-6(ppm)的硼酸溶液进行了化学补偿模拟试验,计算得Keff值在1.17—1.07之间,基本能够满足降低过剩反应性的要求。     

双排棒组件超临界水堆堆芯方案设计

结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.     

铅冷快堆燃料棒芯块热裂纹机理与数值模拟

核反应堆工作时,燃料棒内的温度最高,导致燃料棒芯块产生很大的热应力与应变,因而燃料棒芯块经常发生径向开裂破坏（龟裂）。本文采用数值模拟方法分析了燃料棒芯块开裂的力学机理,在Abaqus软件中用Python语言进行了二次开发,估算了燃料棒芯块的径向开裂情况。发现燃料棒产热功率越大、芯块直径越大,芯块越容易发生径向开裂,开裂块数随着产热功率增加而增加。当芯块直径为7.8毫米时,芯块产热功率为100MW/m3时不会发生开裂。当产热率分别为200MW/m3、300MW/m3、400MW/m3时,最小开裂块数分别为3块、4块和6块,与工程实际中观察到的燃料芯块裂纹形状与开裂块数基本一致。     

屈曲约束支撑线接触长度的简化计算

针对屈曲约束支撑,提出了核心单元与约束单元由点接触过渡到线接触时,线接触长度的简化计算方法.针对所采用的力学模型,利用轴心受压杆件的四阶微分方程,忽略不稳定的偶数阶反对称屈曲模态,并引入线接触终止点处杆件曲率为零的简化假定,推导了核心单元与约束单元发生线接触时的荷载变化范围以及挠度计算公式,重点讨论线接触段最大长度的简化计算.理论分析表明:线接触长度与核心单元和约束单元的间隙无关,仅与核心单元两端的约束情况有关;当核心单元两端采用铰接时,线接触段的最大长度为L/2(L为核心单元的长度),随着轴向荷载P的增大,将发生线接触段的再次屈曲;当两端采用固定连接时,线接触段的最大长度为L/3,随着轴向荷载P的增大,也将发生再次屈曲.该公式不仅物理意义明确,而且具有简单的表达形式,适合进行接触长度的快速求解.