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。     

核供热堆燃料组件均匀化参数的计算

组件均匀化参数的计算是核供热堆物理设计及堆芯燃料管理计算的基础。本文介绍的组件均匀化参数计算的处理方法是以先进的燃料组件软件包ＴＰＦＡＰ为基本工具，对于堆内各种类型组件计算少群截面，按Ｇｄ２Ｏ３不同重量百分比、比燃耗、能群等顺序组成参数截面表，再用函数插值法求得全堆燃耗计算所需的截面。实践表明，用该方法处理的参数计算燃耗的结果可满足工程设计精度要求，它对燃料管理及优化设计计算是极为有效的方法。     

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     

WIMS-SN程序系统对NHR-10堆物理设计的有效性

组件计算是堆物理计算中的一个重要环节.用WIMS-SN系统计算含可燃毒物组件时,出现比较大的误差,不适宜低温供热堆含可燃毒物组件的计算.文中分析其计算过程,改进了该程序系统,使它可应用于含可燃毒物燃料组件计算.研究发现用WIMS棒束模型计算钆棒栅元归并截面时,使用的能谱是无钆燃料区的能谱,因此会带来较大误差.为了避免这种情况发生,在输运计算中必采用多群多区模型.通过与TPFAP程序校算,二者差别较小,说明该程序系统可以应用于低温供热堆的物理设计.     

长寿期核供热堆堆芯物理设计

长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) ,各项参数均满足设计要求     

压水堆核电厂控制棒寿命分析

核电厂控制棒组件在反应堆堆芯承担功率调整和安全停堆重要功能.良好状态下的控制棒组件是核电厂安全运行的基本保障.近年来,国内外核电厂控制棒组件落棒试验超差,卡棒和破损等事件时有发生,严重影响到了反应堆安全和电厂可靠性.国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,这使得对控制棒寿命分析尤为重要.该文通过对压水堆核电厂控制棒在反应堆运行过程中的主要缺陷分析,以及对控制棒在各循环棒价值测量数据分析,提出了压水堆核电厂控制棒使用寿命建议.     

HTR－10控制棒及第二停堆系统反应性当量计算

介绍了ＨＴＲ－１０高温气冷实验堆位于反射层中的控制棒和作为第二停堆系统的硼球孔道的反应性当量计算方法。用ＷＩＭＳ（积分输运碰撞几率法）程序、ＧＡＭ、ＴＨＥＲＭＯＳ程序方法产生控制棒区的截面。用一维离散坐标法程序ＯＮＥＳＮ１产生泄漏谱，在控制棒区的Ｂ４Ｃ从１０群截面归并为４群截面；用二维离散坐标法程序ＳＮ２ＤＢ，在控制棒区（包括Ｂ４Ｃ、空隙和部分石墨反射层）考虑空间效应做均匀化４群截面。有控制棒和无控制棒情况下的Ｋｅｆｆ本征值，是由三维扩散有限差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ在（θ，ｒ，ｚ）坐标系条件下做出的，并给出控制棒的反应性当量。     

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。     

水力驱动控制棒的失重和超重工况运动特性

针对将水力驱动控制棒系统应用于可移动海水淡化装置时可能会遇到的失重、超重等问题,该文模拟装置以不同方式变速上升或下降较大距离,建立理论模型分析控制棒的运动特性。通过对计算结果进行分析,得出不同温度、流量下水力驱动控制棒系统不出现异常提棒现象的临界加速度。结果表明,对于200MW低温核供热堆装置,可移动海水淡化装置的上升和下降加速度均应小于0.112g。     

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.     

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-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。     

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。     

控制棒位置测量组合编码电感传感器

控制棒位置是核反应堆最重要的运行参数之一。对于一体化的低温供热堆，棒位测量传感器必须安装在压力容器内，其运行环境及结构空间比压水堆更为苛刻。传统的线圈编码电感传感器线圈数量多、结构复杂。基于理论分析，提出了组合编码方案，所用线圈大大减少。进而进行了编码原理、环境温度影响等试验研究。结果表明：组合编码电感位置传感器原理正确、结构简单、运行可靠，可望发展成２００ＭＷ核供热堆控制棒位置测量的适用传感器     

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。     

用核供热堆开发高凝油田的经济评价

为了进一步拓宽核供热堆应用的领域，降低油田采油成本，在对大庆萨北过渡带１６．９ｋｍ２的高凝油藏开展历史拟合、热水驱替的开发方案和实施热流体循环工艺研究的基础上，对配置不同方案的核供热堆和燃油锅炉提供热源开发油藏进行了针对性研究，结果表明，利用核供热堆提供热源来进行高凝油开发的供热成本大约是燃油炉的三分之一，按２０ａ的生产期计算，净生产原油和净盈利大约是燃油炉方案的４倍。从经济性和运行可靠性来讲，采用双堆单炉的方案是比较合理的