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.     

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-PM非能动余热排出系统运行特性分析

 非能动余热排出系统是球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)的重要安全系统。由于非能动余热排出系统与堆芯主回路之间通过辐射换热耦合在一起,为了分析事故工况下非能动余热排出系统的运行特性,提出了用区域重叠分解方法实现非能动余热排出系统与主回路系统的耦合计算。基于此方法开发了耦合计算分析工具TINTE-RHRS,建立了多回路系统模型。应用TINTE-RHRS程序模拟了失冷不失压事故下HTR-PM余热排出系统的热工水力特性,计算结果验证了堆芯主回路与余热排出系统耦合计算的必要性,分析了事故工况下投入运行列数和环境温度等对系统运行特性的影响。     

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。     

非能动余热排出系统瞬态特性分析

非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.采用RELAP5/MOD3.2程序,以AP1000主冷却剂系统为原型进行建模,对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程和工作能力进行了计算和评估.分析结果表明,合理设计非能动余热排出系统可保证其余热导出能力,使系统依靠自然循环有效地导出堆芯余热.此外,根据计算结果分析了系统冷热源中心高度差对自然循环能力的影响.     

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与 初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2. 1耦合的三维停堆剂量计算程序M OCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与Super MC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与Super MC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。     

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。     

基于ANSYS的核电用燃料棒的特种焊接电场效应分析

根据有限元法建立利用特种压力电阻焊制造的核电用燃料棒的三维电场分析模型,通过理论分析及程序模拟计算,得出该燃料棒在特定的试验模拟参数下的电场分布规律.利用ANSYS的模拟结果与真实测试结果进行比较,验证了计算结果的可靠性.     

穿透概率法求解二维六角形几何多群中子积分输运方程

讨论了用穿透概率法求解二维六角形几何轻水堆燃料组件中子通量的分布,提出了一种简易计算模型。子区内中子源采用各向同性平源分布,子区量在方向上采用简化６Ｐ１近似。根据提出的模型,编制了ＴＰＨＥＸ＿Ａ程序,并对一些轻水堆六角形组件问题作了计算,计算结果与ＤＲＡＧＯＮ程序计算结果以及ＭＣ结果进行了比较,符合较好,本程序可用于轻水堆六角形燃料组件计算。     

水力驱动控制棒热态极限落棒能力分析

控制棒驱动机构是核反应堆的关键设备,其是否正常运行直接关系到核反应堆的安全性。该文对水力驱动控制棒系统在摩擦力卡棒和倒置等极限工况下的停堆问题,提出了步进缸内腔卸压的解决方法,并在热态实验研究的基础上,建立了正置落棒和倒置插棒的理论模型。分析了极限落棒过程参数(位移、速度和棒内外差压)的变化规律,得到了摩擦力卡棒和倒置等极限工况下控制棒插入堆芯的能力。结果表明:在极限工况下水力驱动控制棒有足够能力插入堆芯。     

非能动余热排出系统的瞬态特性数值分析

对用于新型压水堆非能动余热排出系统的热工水力特性进行了理论分析．该系统利用3个相互耦合回路的自然循环把停堆后的堆芯余热排出．在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型，并编制程序对模型进行了数值求解，模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性．计算分析了冷热芯位差和余热交换器换热面积对系统特性的影响．结果表明，各参数的变化趋势是合理的．冷热芯位差和余热交换器换热面积越大，对系统越有利．     

板型燃料组件池式反应堆堆芯流量分配

为优化板型燃料组件池式反应堆设计 ,采用商用流体力学计算程序 CFX5对堆内流场进行了数值模拟。数值计算结果表明 :堆芯流量分配比较均匀 ,位于堆芯中央组件的流量较大 ,而位于堆芯边缘组件的流量较小。安装围桶的堆进出口差压与没有围桶的堆进出口差压很接近 ,随着堆入口流量增大 ,堆芯各组件流量与组件平均流量的最大误差和最小误差变化很小。安装围桶的堆芯流量分配情况与没有围桶的堆芯流量分配情况近似 ,安装围桶不能有效改善堆芯各组件的流量分配     

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)的初步验证

COSINE软件包堆芯物理分析程序(cosCORE)是一款基于节块展开法的堆芯扩散程序。为了验证cosCORE对轻水堆模型的临界计算能力与组件功率计算能力,对三维两群压水堆问题IAEA_3D基准题与BSS-14基准题进行测试验证,并与基准值进行比对。结果显示,对于IAEA_3D基准题,cosCORE与基准值k_(eff)的相对误差为0.669‰,组件相对功率误差均小于2.178%;对于BSS-14基准题,计算值与基准值k_(eff)的相对误差为0.677‰,组件相对功率最大误差为1.733 1%。     

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。     

导向管底部泄流孔水力损失计算分析

核燃料组件导向管底部泄流孔的水力损失系数对控制棒落棒时间和落棒速度有着重要影响。在落棒问题分析中,能否采用叠加理论计算泄流孔的水力损失,必须进行具体分析和论证。采用CFD方法对"突缩-突扩"型和"突缩-突缩"型两类四种泄流孔在不同流速下的水力损失进行了数值模拟计算,并与理论计算结果进行了对比。计算结果表明,对于流道内未充分发展的流动,理论计算结果与数值模拟计算结果存在一定差异。     

水力驱动安全棒的运动分析

水力驱动安全棒结构简单 ,具有良好的固有安全性、运行可靠性和经济性。该文从水力学角度出发分析了安全棒水力驱动系统的驱动原理 ,提出了安全棒水力驱动计算模型 ,推导了提棒速度和落棒速度的计算公式 ,通过实例计算分析了提棒和落棒位移 -时间曲线、活塞与驱动缸间隙 -提棒和落棒时间曲线、阀门阻力系数 -提棒和落棒时间曲线。计算结果表明 ,这种水力驱动安全棒提棒缓、落棒快、速度可调 ,满足反应堆安全棒的设计要求     

MCNP程序在CARR物理启动计算中的应用

 中国先进研究堆(CARR)既没有参考堆,也不进行零功率物理模拟实验,其物理启动工作完全以理论分析结果为依据,这在国内大型研究堆的启动中尚属首次。CARR堆芯结构复杂,启动过程中堆内标准燃料组件、跟随体燃料组件和贫铀组件混装,堆芯装载变化大,大部分基于扩散理论的物理计算程序较难完成CARR物理启动的理论分析工作。选用MCNP程序对CARR物理启动的各项实验进行模拟计算,该程序强大的几何描述功能很好地解决了上述难点。得到的计算结果为CARR物理启动工作提供了重要依据和参考,保证了CARR物理启动工作的安全顺利进行,实验结果表明,MCNP的计算结果准确可信,该程序在CARR物理启动工作中的应用是成功的。     

SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估

为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。     

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。     

RELAP5分析非能动堆芯应急冷却系统实验结果

先进压水堆的一个显著特点是非能动系统的高可靠性，评价这些系统的运行特性以及系统分析程序如RELAP5等的计算能力是非常重要的，用RELAP5／MOD3.2程序对非能动堆芯应急冷却系统实验过程进行了模拟分析，通过计算结果与实验结果的比较，初步评价了RELAP5／MOD3.2程序的计算能力。