基于SIMULATE3程序对压水堆钍-钚燃料反馈性能及钚焚烧效率研究

采用类似于大亚湾900 MW压水堆的堆芯模型,使用燃料组件计算程序 CASMO4E和反应堆稳态分析程序SIMULATE3分别对铀燃料组件、铀钚燃料组件或钍钚燃料组件组成的堆芯的中子学特性进行了研究,分析了组件的燃耗深度、堆芯的平均燃耗、燃料温度系数与燃耗的关系。结果表明,钍钚燃料组件和铀燃料组件组成的堆芯中子特性相似,同时钍钚燃料用于焚烧武器级钚时,具有更高的焚烧效率。     

Cosine软件包组件参数程序Coslatc燃耗功能的验证

Cosine软件包组件程序Coslatc中的燃耗计算是反应堆组件参数计算的重要功能之一,Coslatc的计算精度很大程度上影响了堆芯物理的计算结果。通过对单栅元到组件的模型进行计算,将Coslatc的计算结果与国际基准题以及基于ORIGEN-S的SCALE程序中的TRITON模块计算结果进行对比进行数值验算。通过计算结果表明,Cosine软件包组件程序Coslatc具有单栅元到组件再推广到堆芯的计算能力,其燃耗计算精度基本和SCALE程序中的TRITON模块计算结果相当。     

同位素稀释质谱-γ能谱法测定天然铀燃料元件燃耗

天然铀燃料元件燃耗低,裂变产物少,燃耗测定难度大.本文选取137 Cs为燃耗监测核素,采用高效液相色谱法(HPLC)分离燃料元件溶液中的铀,同位素稀释-热电离质谱法(ID-TIMS)测定燃料元件中铀浓度,基于高灵敏度γ能谱法测定裂变产物137 Cs.介绍了铀与裂变产物高效液相色谱分离、铀质谱测定、稀释剂与样品比例优化、137 Cs点源制备、数据修正计算等过程,给出了3根天然铀燃料棒所取样品的燃耗测定值.     

高温气冷堆在线燃耗测量系统的设计考虑--燃料球的冷却时间对燃耗测量的影响

利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料元件进行模拟!谱结果分析,如果用裂变核素137Cs作为燃耗测量的标示核素,要使燃耗测量系统的计数统计不确定度达到5%水平,燃料球的冷却时间不能低于6d,且燃耗测量时间至少需要15s。     

钍铀燃料快谱系统中Pa233的特性

镤(Pa233)是钍铀燃料转换链中的重要核素,有着较长的半衰期(27.4 d)和较大的中子吸收截面,对于Th232到U233的转换率、钍铀燃料堆芯的运行都有着重大影响.在已有的使用钍燃料的热堆设计中,普遍对Pa233的这一特性作出了反应堆运行上的调整.该文利用基于Monte-Carlo方法的MCBurn程序系统,研究了Pa233核素在快中子能谱条件下的表现和对反应堆物理性能的影响,得到了Pa233核素在快谱和热谱下的不同性能对比,说明了Pa233对燃料转换比、反应堆开堆和停堆后反应性变化的重要影响,为钍基快堆及长寿命堆的设计提供了参考依据.     

压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究

长寿期小型压水堆需要更合适的可燃毒物进行反应性控制来延长堆芯寿期,针对这一需要开展了压水堆棒状燃料组件弥散型可燃毒物燃耗特性研究,从可燃毒物的消耗与燃耗过程匹配的角度出发,选择了B、Gd、Ho、Sm、Dy、Er、Gd、Eu作为研究对象,使用基于确定论的组件计算程序Dragon对这些核素进行燃耗特性研究。计算结果表明可燃毒物Eu、Er适合作为候选可燃毒物开展下一步研究。     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

应用于加速器驱动次临界系统的程序开发

开发了应用输运理论方法的两套程序系统：蒙特卡罗－燃耗程序系统和输运－燃耗程序系统。针对蒙特卡罗程序不能计算燃料的同位素成分变化，提出将它和燃耗计算程序耦合以完成燃耗计算。燃耗程序所使用的单群截面由蒙特卡罗程序计算。将用于常规反应堆的计算方法和策略推广到输运－燃耗程序系统，这使得计算步序大大简化，并改进了精度。对加速器驱动次临界系统的基准题进行了校核计算，其结果和其他国家的计算结果符合良好，这表明所提出的计算方法与程序系统是成功的。     

铀氢锆堆群常数库的生成及堆芯的物理和安全参数的计算

应用栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４及含有氢化锆中氢核素数据的ＷＩＭＳ－Ｎ２核数据库,计算了我国第１座商用铀氢锆堆（西安脉冲堆）的栅元参数,生成了两群群常数随燃耗变化的数据库．用所产生的群常数库和ＴＲＩＧＡＣ程序对西安脉冲堆堆芯重要的物理和安全参数———堆芯通量分布、Ｋｅｆ随燃耗的变化、负温度系数以及功率峰因子等进行了计算,这些参数对堆芯燃料管理和核安全分析具有重要的意义．     

钍基核燃料循环国际发展态势分析

本文基于钍燃料循环的先进反应堆概念,系统调研和分析了印度、加拿大、挪威等国家最新发布的钍基燃料循环相关计划和研究报告,同时对钍基核燃料循环领域的科学论文和专利文献进行了定量分析。综合定性调研和定量分析,建议我国结合中国国情,加强整体规划,制定我国钍基核燃料循环研究的国家发展战略,进一步拓展国际合作内涵,规划优先发展的基础实验研究,部署钍燃料元件制造技术、钍燃料反应堆裂变产物及其放射性物质处理技术方面的前瞻性研究。     

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。     

不同热管工质对热管冷却反应堆堆芯物理参数的影响与分析

热管冷却反应堆采用非能动传热技术,热响应速度快,可避免堆芯单点失效,具有功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,是目前空间核反应堆研究的热点。本文基于清华大学开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code),以美国爱荷华国家实验室(Idaho National Laboratory, INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,选取3种热管工质开展热管冷却反应堆堆芯物理计算。计算结果表明：锂热管工质不仅拥有很好的热物性参数,并且使用锂热管工质的热管冷却反应堆缓发中子有效份额最大、中子能谱较硬、燃耗反应性损失最小、增殖性能最佳,有利于热管冷却反应堆堆芯小型化与长寿命。因此,推荐锂为热管冷却反应堆的热管工质。     

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     

HTR-10初装堆芯及过渡过程物理计算分析

选取石墨球与燃料球均匀混合作为１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的初始装料方案，利用高温堆物理模拟程序ＶＳＯＰ及二维ＳＮ程序，分析计算了初始装料时ＨＴＲ－１０堆芯进水反应性效应、控制棒及第二停堆系统反应性当量，研究了初装堆向平衡态过渡过程中的临界性、单球最大功率、最大比燃耗等变化情况。结果表明：ＨＴＲ－１０初装堆的进水反应性效应比平衡态小；控制棒及第二停堆系统反应性当量比平衡态的大。但是，初装堆冷态下反应性控制系统当量裕量比平衡态小；过渡过程中有效增殖因数在很小范围内变化，燃料最大比燃耗不超过１００ＧＷｄ／ｔ。     

反应性温度系数的计算方法

为了精确地计算反应性温度系数，采用动态规划的方法，求出了燃耗过程中控制棒的临界棒位。利用组件计算软件包ＴＰＦＡＰ，计算慢化剂（或燃料）在不同温度下组件的宏观截面。用节块格林函数法，求解三维中子扩散方程，求得慢化剂（或燃料）反应性温度系数。对于２００ＭＷ核供热堆在临界棒位下，作了三维反应性温度系数的计算，并与二维计算结果作了比较。结果表明，慢化剂温度系数的大小和控制棒插入有密切关系。二维无控制棒时计算的反应性温度系数比较接近三维带控制棒的计算结果，并且二维无控制棒的计算结果是一个保守的估值。     

HTR-10平衡态运行方式研究

为了使１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）运行在安全、经济的状态下，研究了５次通过、８次通过和１０次通过三种运行方式下平衡态ＨＴＲ－１０堆芯的特性，利用高温气冷堆物理设计程序 ＶＳＯＰ对所选方案进行分析计算。结论表明：在最大燃耗不超过１０１ ＧＷｄ／ｔ的条件下，增大燃料球通过堆芯的次数并缩短每次通过堆芯所需的时间，将会使乏燃料平均燃耗提高，使ＨＴＲ－１０的燃料得到更有效的利用。     

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