考虑空间效应的熔盐堆核热耦合二维动态模拟

熔盐堆堆芯物理分析不同于传统的固体燃料反应堆,由于燃料流动的特点,堆芯中缓发中子先驱核浓度不仅与中子通量分布相关,还受到燃料盐流动的影响。针对熔盐堆堆芯中多物理场非线性耦合的特性,采用点堆模型方程与二维对流扩散方程、热流体动力学方程相结合建立耦合模型,求解二维稳态条件下熔盐堆堆芯主要物理参数分布,并在稳态条件基础上研究堆芯模型引入3种阶跃扰动后堆芯燃料盐温度在温度负反馈作用下的动态变化过程。结果表明,堆芯在温度负反馈作用下能够快速达到稳定,模型将燃料盐流动特性和缓发中子先驱核浓度空间效应考虑在内,更加接近熔盐堆堆芯真实情况。     

基于通量展开节块法的六角形时-空动力学方程数值解

提出了一种基于节块内瞬态中子通量展开的六角形几何时一空动力学方程数值解法．在该方法中，各群中子通量分布用解析基函数和二阶正交多项式近似展开，而包含各组缓发中子先驱核浓度的固定源项则利用多项式进行近似．将面平均偏流及其一次矩作为节块之间的耦合条件，不但明显改善了节块耦合关系，而且使得响应矩阵技术比较容易地应用于迭代求解过程．对二维、三维基缝问题计算表明，该方法能高教、准确地给出各时间寿内的堆芯总功率和节块功率分布。     

辐照环境下各向同性核石墨材料应力分析模型

核石墨可用作裂变核能反应堆如气冷堆和熔盐堆的慢化剂材料,还可用作为冷却剂和控制棒提供通道的结构部件.为了保证反应堆的寿期安全性,石墨堆芯不仅需要保持完整,还要避免过度变形,从而保证在工作状态和事故环境下堆芯冷却剂不会受阻,也不会妨碍控制棒的移动.因此,核石墨构件的结构完整性评估是反应堆设计的基本要素之一.在反应堆环境下石墨构件的应力分析,除了通常的弹性应变和热应变,由于中子辐照引起的额外应变也是考虑因素之一.因此,需要定义辐照环境下核石墨应力和应变相关的本构方程.本文介绍了一种用于辐照环境下核石墨材料应力分析的材料模型,并应用此模型对核石墨砖进行了应力分析,以期了解由辐照环境引起的应变对石墨砖应力的影响,相应的计算结果对堆芯核石墨砖的设计具有理论参考意义.     

三维离散纵标中子输运稳态及瞬态动力学计算

基于著名输运程序DOT4．2，开发了三维离散纵标中子输运稳态及瞬态动力学计算程序．对时间变量采用直接的无条件稳定且具有高精度的全隐式向后差分格式进行离散处理，将瞬态输运方程转化为各个离散时间步上的固定源型稳态中子输运方程进行求解．通过对TAKEDA基准题及输运瞬态基准题的校验计算表明：该三维稳态程序能准确地给出有效增殖系数以及各区的区域平均中子通量密度，其相对误差分别小于0．1％和4．0%；对于缓发超临界和瞬发超临界问题，三维瞬态程序的计算结果均与参考值吻合良好．本三维程序可以为复杂反应堆堆芯的临界计算和瞬态动力学特性分析提供一个有效而准确的分析工具和手段．     

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。     

中子诱发~(241)Pu裂变缓发γ光子谱的计算

开发了裂变缓发γ光子谱计算程序,利用燃耗计算程序获得裂变产物核的积存量,然后对产物核发射的缓发γ求和得到随时间变化的缓发光子谱。通过对n+~(235)U裂变缓发光子谱计算,并与现有国际评价核数据库、现有实验数据比较,验证了程序的正确性。利用该程序计算了入射为热能中子和裂变谱中子诱发的~(241)Pu裂变缓发光子谱,出射缓发光子能量范围为0～7 MeV,并转换为ENDF/B-Ⅵ格式的数据库,补充了中国评价核数据(CENDL-3.X)。由于采用了最新核数据,与国际数据比较,具有一定的先进性。计算结果表明,热中子和裂变谱中子诱发~(241)Pu裂变产生的光子谱比较相似,但有区别,剂量随时间变化的曲线几乎相等,经过3 h剂量衰减到小于0.1%。时间积分的总剂量略有差别,分别为1 667和1 670 keV-bq-s。     

控制棒位置及局部温度扰动对熔盐堆有效倍增因数的影响

熔盐堆是第四代反应堆中唯一一种以液体为燃料的反应堆,因此对于熔盐堆反应性的研究不同于其他反应堆。基于蒙特卡洛方法,利用Monte Carlo N-Particle(MCNP)软件模拟控制棒在堆芯径向不同位置及轴向不同插入深度对熔盐堆堆芯有效倍增因数的影响。随后将熔盐堆堆芯由上到下划分成八个区域,分别计算熔盐与石墨在八个不同区域发生多普勒效应,以及发生膨胀效应对整个堆芯的有效倍增因数的影响。结果表明控制棒位于熔盐堆不同位置对反应堆有效倍增因数影响不同,沿径向21.21 cm处插入深度80 cm时控制棒有效利用价值最高。熔盐在不同区域发生多普勒效应时,顶部和底部对反应堆有效倍增因数影响相对较大。不同区域熔盐发生膨胀效应时,轴向中心处对有效倍增因数的影响相对较大。石墨发生局部温度扰动对有效倍增因数的影响较小。     

控制棒位置及局部温度扰动对熔盐堆有效倍增因数影响的研究

熔盐堆是第四代反应堆中唯一一种以液体为燃料的反应堆,因此对于熔盐堆反应性的研究不同于其他反应堆。基于蒙特卡洛方法,利用 Monte Carlo N-Particle(MCNP)软件模拟控制棒在堆芯径向不同位置及轴向不同插入深度对熔盐堆堆芯有效倍增因数的影响。随后将熔盐堆堆芯由上到下划分成八个区域,分别计算熔盐与石墨在八个不同区域发生多普勒效应以及发生膨胀效应对整个堆芯的有效倍增因数的影响。结果表明控制棒位于熔盐堆不同位置对反应堆有效倍增因数影响不同,沿径向21.21 cm处插入深度80 cm时控制棒有效利用价值最高。熔盐在不同区域发生多普勒效应时,顶部和底部对反应堆有效倍增因数影响相对较大。不同区域熔盐发生膨胀效应时,轴向中心处对有效倍增因数的影响相对较大。石墨发生局部温度扰动对有效倍增因数的影响较小。     

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。     

固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。     

包壳材料对SCMR堆芯物理参数的影响研究

建立混合能谱超临界水冷堆（SCMR ： Super-Critical Water-cooled Mixed-Reactor）堆芯物理模型;计算了不同包壳材料时,堆芯有效增殖系数、剩余反应性、缓发中子有效份额和空泡反应性等堆芯参数,并对计算结果进行了分析比较．结果表明：从反应堆物理设计的角度考虑T-91钢作为包壳材料,具有较好的物理响应特性,为混合能谱超临界水冷堆的设计提供了理论基础．     

石墨熔盐堆的快中子注量率展平研究

在石墨熔盐堆中,快中子辐照将导致石墨的性能逐渐下降,当快中子积分注量达到3×1022n/cm2时,需对石墨进行更换。本文针对450 MWth石墨熔盐堆单区与三区堆芯设计的快中子注量进行比较研究。结果表明,采用三区堆芯方案可有效展平堆芯快中子注量率,三区堆芯设计的最大快中子注量率为4.2×1013n/cm2·s,比单区堆芯低约33%,在75%负荷因子下,三区堆芯设计可满足30年满功率运行,而不需更换堆芯石墨。     

钍基熔盐堆关键材料的辐照损伤研究进展

熔盐堆是第4代核电站的主力堆型之一,也是唯一的液体燃料反应堆,其高温、氟化物熔盐腐蚀及中子辐照等极端环境对其关键材料(包括结构材料以及核石墨材料)的综合性能提出了苛刻的要求。辐照损伤会严重影响材料的机械性能和耐腐蚀性能,是熔盐堆关键材料面临的重要问题之一。从熔盐堆工况特点及其对材料的基本需求出发,综述了熔盐堆关键材料研究进展,并重点介绍了国内外熔盐堆关键候选材料的辐照损伤研究进展,指出了其辐照损伤的研究现状及存在的问题。     

14MeV中子通量密度的测量

精确测量14Mev中子通量密度,对基础研究、核参数测量以及核技术在工农医上的应用,具有重要意义.我们安装了一套测量系统,一年内的重复测量证明,本测量系统稳定、可靠。通量测量方法 测量14Mev中子通量用伴随粒子法,即通过测量T(d,n)~4He反应中伴随中子产生的α粒子来确定中子通量的方法。在产生14Mev中子的T(d,n)~4He反应中,     

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。     

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。     

医院中子照射器堆芯中子学参数计算方法

 建立了利用WIMS+CITATION计算医院中子照射器I型堆(IHNI-I)堆芯中子学参数的模型。栅元群常数计算采用WIMS束棒几何模型,控制棒、顶铍反射层、底铍反射层、侧铍反射层以及堆芯每一环燃料元件作为不同栅元类型;全堆芯计算采用CITATION程序R-z几何模型。计算了堆芯的功率分布、顶铍反应性价值、控制棒价值、温度系数、堆芯燃耗等中子学参数,计算结果与文献数据一致。本文所建立的计算模型可用于IHNI-I堆芯的物理计算。     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

中子通量测量系统可靠性

核电堆芯中子通量测量系统是对核反应堆进行中子通量实时精准测量的专用工具,其可靠性对核反应堆的运行也有重要影响.针对中子通量测量系统多状态的特点,提出一种将Markov模型和GO法结合的方法.首先通过Markov状态空间法对中子通量测量系统的可靠性进行分析建模,求得系统处于各个运行状态下的概率,然后根据系统原理构建GO图,用GO法实现了多状态下的中子通量测量系统可靠性分析.最后以某核电站中子通量测量系统为算例,验证了该方法,为中子通量测量系统可靠性的分析提供了有效的手段.     

中子核数据测量进展及展望

中子核数据是核物理基础研究、核能开发与利用以及核技术发展的基础数据,其质量直接关系到核装置等与核相关的产品的有效性、安全性与经济性.因此自中子发现以来,对中子核数据的研究已进行了80多年,各发达国家仍然不断地投入大量的人力物力进行研究,不断提高各数据库的质量,为基础研究、国防科技和国民经济服务.中子核数据研究包括实验测量、理论评价与宏观检验三部分,本文介绍了中子核数据测量方面的进展,主要包括测量平台与方法、中子反应数据和裂变数据实验测量方面的进展,最后进行了展望.