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。     

NHR-200 含钆可燃毒物棒性能分析

介绍了２００ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－２００）采用含钆可燃毒物燃料棒作为中子吸收体的设计考虑，并根据ＮＨＲ－２００燃料组件的设计参数，采用压水堆核电厂燃料元件稳态分析程序ＦＲＡＰＣＯＮ－２，并考虑到含钆芯块物性变化，对原有ＭＡＴＰＲＯ数据库中相应物性作了修改，按不同含钆量对可燃毒物棒进行稳态工况的性能分析比较。分析结果表明，ＮＨＲ－２００含钆可燃毒物棒能很好地满足堆芯设计的要求，并且有较大的安全裕度。     

利用模拟退火算法对200 MW供热堆堆芯核设计的优化

对 2 0 0 MW核供热堆装载模式 (燃料组件布置、可燃毒物棒根数和可燃毒物质量分数配置 )进行了优化。利用模拟退火算法和先进格林函数节块法进行多步燃耗优化计算。引入敏感性系数 ,并通过敏感性分析的方法决定优化参数 ,因此在单目标和多目标优化时均取得了明显的效果。对组件布置和可燃毒物质量分数的优化计算结果表明 ,在不改变原有的富集度和组件类型的前提下 ,与参考值相比 ,优化后的循环长度、功率峰因子和卸料燃耗均有明显的改善。该燃料管理方法不仅可用于低温堆而且也可以推广到压水堆     

含钆可燃毒物计算方法研究

本文讨论以钆为可燃毒物反应堆芯的计算方法。给出了２００ＭＷ供热堆钆可燃毒物的设计。用ＴＰＦＡＰ程序和ＷＩＳ－ＳＮ２Ｄ程序对许多基准作了计算。其结果与基准程序的结果、实测临界性和功率分布的结果进行对比。表明本方法与一些基准程序的精度相当。认为本方法可以用于含钆可燃毒物的堆芯设计。     

组件增殖因子与组件参数的定量关系

为确定 NHR- 10钆组件增殖因子与组件参数之间的定量关系 ,采用 TRANP程序进行组件计算 ,并进行分段低阶拟合和不分段高阶拟合 ,给出了组件增殖因子随燃耗变化的拟合曲线。计算结果表明 :可燃毒物排列与组件增殖因子无关。组件增殖因子与富集度、钆毒物质量分数、可燃毒物根数的近似数量关系可以通过分段低阶拟合来表示。分段低阶拟合比不分段高阶拟合具有更高的精度。这些结果为组件设计和燃料循环研究中组件特性描述提供了一种近似的表示方法     

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.     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

遗传算法在堆芯燃料管理装载模式优化中的应用

从堆芯燃料管理装载模式 (L P)优化中的非确定多项式 (NP)特征和全局寻优要求 ,探讨了遗传算法在 L P优化中的应用。结合 L P优化和遗传算法特点 ,建立了 L P优化的数学模型的矩阵表示。为了解决组件矩阵的有效性问题 ,对组件矩阵进行基于位置的遗传操作 ;考虑到可燃毒物数目的独立性 ,对可燃毒物矩阵进行随机遗传操作 ;对旋向矩阵进行经典遗传操作。类比旅行商问题 ,完成了 L P优化遗传算法编码和解码。并可与相应的堆物理计算程序构成一个完整的堆芯燃料管理程序。     

控制棒史截面效应的处理

核供热反应堆的过剩反应性主要靠十字形控制棒来控制。有不同控制棒史的组件内的燃耗分布不同，相应的组件平均截面也就不同。详细考虑控制棒史的影响是很复杂的，为此提出处理控制棒史的线性插值法。假设组件平均截面仅仅与组件总燃耗和带棒燃耗有关。线性插值法要求作无棒燃耗直接计算、带棒燃耗直接计算及在此基础上进行的两种再启动计算。对供热堆含钆组件做了检验计算。通过与跟踪控制棒史的精确计算方法的比较，表明该方法是一个非常简便而有效的方法。     

NHR-10堆芯的改进设计

介绍了 NHR- 10组件内钆可燃毒物配置、堆芯燃料组件布置和换料方案的改进设计。通过调整钆可燃毒物根数和质量分数来改善堆芯有效增殖因子 (Keff)随燃耗变化的特性 ,采用堆芯燃料组件非均匀布置来降低堆芯功率峰因子(Fxyz) ,采用 1/ 2换料方案使得每炉换料周期比较接近 ,并给出了改进设计结果。TRANP和 NNGFM程序计算结果表明 :改进设计后 ,Fxyz从 2 .997降到 2 .2 2 1,运行中的最大Keff从 1.0 5 6降到 1.0 37,Keff随燃耗的变化特性得到了很大改善 ,换料周期除第一个周期为 2 2 5 0 d外 ,后面的周期稳定在 175 0 d,更加符合工程需要。     

第二类边界条件先进格林函数节块法

目前广泛应用的节块格林函数法是基于第三类边界条件,这类格林函数比较复杂,并且不便直接使用不连续因子,必须经过转换后才能使用和功率重构。该文发展了第二类边界条件三维几何先进格林函数节块法。该方法的优点是格林函数计算较简单,便于在交界面处引入通量不连续因子,并通过功率重构得出堆芯内精细通量分布。基准计算表明,该程序精度高、速度快,成为水堆堆芯物理设计和燃料管理计算的核心程序。     

可燃毒物布置方式的反应性波动特性研究

不同可燃毒物的布置方式可以控制整个燃耗寿期下的反应性波动并且可以提高燃耗深度。本工作在不同富集度下分析可燃毒物的布置方式对堆芯反应性的影响。并对堆芯k_(eff)在整个燃耗寿期下的变化趋势进行分析。结果表明:1)含可燃毒物B和Gd的堆芯,采用16根可燃毒物棒的布置方式;含可燃毒物Er和Eu的堆芯,采用28根可燃毒物棒的布置方式;含可燃毒物~(231)Pa、~(240)Pu和~(241)Am的堆芯,采用组件燃料棒中均含可燃毒物的布置方式。2)在14%富集度下选用~(240)Pu作为可燃毒物;在40%、70%和97%富集度下选用B作为可燃毒物。     

模块式高温气冷堆中Pu燃烧的物理特性

由于模块式高温气冷堆 (MHTGR)是燃烧 Pu的一种选择 ;Th燃料循环可以限制 Pu的产生和减少高放废物 ,因此研究了在 Th 燃料循环模块式高温气冷堆(PBMHTGR)中燃烧 Pu的物理特性。PBMHTGR初装燃料元件中 Pu的同位素的含量与现行的生产能量堆模块式高温气冷堆 (EPMHTGR)相同 ,考虑反应性的要求 ,加入了2 3 3 U。利用 VSOP程序分析这两个堆的物理特性。结果表明 ,PBMHTGR能够燃烧掉同等功率 6个以上 EPMHTGR产生的 Pu。这表明 ,在 Th燃料循环 MHTGR中 ,燃烧钚是可行的     

乏燃料在加速器驱动的次临界模块式HTGR中的燃烧

环状模块式高温气冷堆 (HTGR)采用包覆颗粒燃料 ,其乏燃料经过一段时间的堆外冷却后 ,可以再利用。研究了 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料在加速器驱动的次临界堆中燃烧的物理可行性。给出了功率为 30 MW次临界堆概念设计 ,利用 MCNP程序模拟中子在次临界堆内的输运过程 ,利用 ORIGEN2程序进行燃耗计算。结果表明 :加速器驱动的次临界气冷堆具有可靠的次临界度和低的功率密度 ,用于燃烧 35 0 MW环状模块式 HTGR乏燃料 ,从能源利用的角度考虑 ,可以获得约 2 0 %的额外收益     

Fuel Assembly Arrangement Optimization for NHR-200

ＦｕｅｌＡｓｓｅｍｂｌｙＡｒｒａｎｇｅｍｅｎｔＯｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎｆｏｒＮＨＲ－２００ＺｈｏｎｇＷｅｎｆａ（钟文发）；ＳｈａｎＷｅｎｚｈｉ（单文志）；ＬｕｏＲｏｎｇ（罗嵘）（ＩｎｓｔｉｔｕｔｅｏｆＮｕｃｌｅａｒＥｎｅｒｇｙＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ．Ｔ...