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。     

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。     

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。     

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     

MCNP计算用ADS截面库ADSlib2.0的制作

加速器驱动洁净核能系统(简称ADS)使用高能散裂中子驱动次临界反应堆,用于嬗变长寿命高放废物(LHW).ADS次临界反应堆中子能量较高,使用传统的ENDF截面数据库对ADS堆芯物理计算存在着能量上限低、部分数据缺失等问题.本文使用MAKXSF程序对IAEA-ADS截面数据库ADS Nuclear Data Library进行了加工,制作出专用于MCNP计算用的截面库ADSlib2.0,并与ENDF/B-VII.0,JEFF-3.1和JENDL-4.0库中238U裂变截面的比较,表明该截面数据库是可用的.     

模拟退火算法优化堆芯设计

在反应堆物理设计中 ,为了展平堆芯功率、提高核燃料利用率和降低运行成本 ,必须对堆芯燃料管理作优化设计。该文着重介绍了模拟退火算法 ,针对优化堆芯物理设计提出了优化目标函数和罚函数 ,采用罚函数处理的方法进行模拟退火算法 ,对 NHR- 2 0 0反应堆作了实例计算 ,使首炉循环末的有效增殖因子 Keff提高了 2 .5 % ,展平了功率分布 ,得到了令人满意的结果     

模拟退火算法优化堆H芯设计

在反应堆物理设计中,为了展平堆芯功率、提高核燃料利用率和降低运行成本,必须对堆芯燃料管理作优化设计.该文着重介绍了模拟退火算法,针对优化堆芯物理设计提出了优化目标函数和罚函数,采用罚函数处理的方法进行模拟退火算法,对NHR-200反应堆作了实例计算,使首炉循环未的有效增殖因子Keff提高了2.5%,展平了功率分布,得到了令人满意的结果.     

不同评价核数据库对堆芯物理计算结果有效增殖系数的影响与分析

核数据的准确性影响着反应堆安全,在反应堆堆芯物理计算过程中具有重要意义。为了研究不同核数据库对临界计算结果keff的影响,本文基于核数据处理程序NJOY21,对国际上最新的五个评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0、JENDL5、JEFF3.3、BROND3.1、CENDL3.2进行制作,选取专门用于核数据检验的119道临界基准模型,利用MCNP6.1开展临界计算。通过统计分析不同核数据库计算结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定性的比值及其三个特征量来判断核数据库对临界计算的影响。结果表明采用ENDF/B-VIII.0核数据库的临界计算结果准确性更高,其中BROND3.1和CENDL3.2核数据库在临界计算过程中出现了较大误差,通过数据分析发现其主要原因是BROND3.1和CENDL3.2核数据库缺乏热中子散射截面数据S(α,β)。将ENDF/B-VIII.0核数据库中的热中子散射截面数据S(α,β)导入BROND3.1、CENDL3.2核数据库中进行临界模拟,计算结果发生了明显改善,建议在今后的核数据评价工作中尽快完善热中子散射截面数据S(α,β),以提高核数据库在反应堆物理计算过程中的准确性。     

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。     

中子Soller准直器的测试与评价

作者利用中国原子能科学研究院反应堆上的中子谱仪装置，对国内研制的Soller中子准直器进行了测量，并利用MCNP4B程序模拟和解析公式计算，将所得结果进行了分析和比较，对所测准直器的主要技术指标作了评价，证明了国产准直器的性能满足使用要求。     

ADS次临界堆芯动态特性模拟

次临界反应堆依靠质子束打靶产生的中子来维持运行,其动态行为与普通临界堆不同.本文建立了铅铋次临界堆芯的动态模型,编写了相应的计算程序,验证了ADS中子动力学模拟的正确性.本文分别模拟了冷却剂入口温度和流量变化对次临界堆的影响.同时,模拟了不同加速器频率下,次临界反应堆的动态响应.结果表明,冷却剂入口温度和流量,均会影响次临界堆的安全运行;选择高频率的质子加速器可以保持次临界堆的稳定运行.     

CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料,需要在中国实验快堆（CEFR）内进行辐照实验,获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍,从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证,证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小,不增加反应堆的原放射性物质释放总量,实验可行,也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。     

一种基于MCNP的堆芯物理—热工耦合计算方法

核反应堆的温度分布计算在核反应堆的安全设计中十分重要.我们利用MCNP计算的线功率密度带入MATLAB编写的单通道模型热工程序,配合热工计算得到的冷却剂密度分布调整MCNP的模型重新计算,能够将堆芯物理计算和热工计算进行结合,得到了更为准确的单通道温度分布、功率分布及热管因子.     

用ATHLET程序分析NHR-5功率自跟随实验

ATHLET是德国核设施安全评审中心GRS开发的一个重要的反应堆热工水力学分析程序。为了全面评估ATHLET程序应用于清华大学核能与新能源技术研究院建造5MW低温核供热实验堆(NHR-5)的适用性,该文建立了5MW低温供热堆的ATHLET输入模型,以功率自跟随实验为模拟对象进行验证性计算分析。将结果与对应的实验结果、RETRAN-02程序的计算结果进行比较。曲线显示:反应堆上腔体压力、堆芯入口温度的ATHLET计算值和实验值之间的差异分别达到2×10-2M Pa和2.5K。分析结果表明,燃料元件表面过冷沸腾的空泡反应性反馈对取得良好的模拟计算结果有重要作用。     

次临界堆芯参数变化对Keff值的影响

作为下一代能源的优先选择者,加速器驱动次临界系统ADS能够有效的利用铀和钍资源,并能够转化具有长期放射性的核废料,提高了核安全．文章主要是对快热耦合ADS次临界堆芯进行了描述,利用蒙特卡罗代码MCNP模拟计算一系列不同堆芯参数下的Keff值,MCNP程序中最重要的就是输入文件,输入文件各个参数设置的不同都可能对Keff值计算结果产生极大影响．在解决输入文件问题的过程中,根据实际经验对计算条件进行多组假设,并对不同参数条件下产生的结论进行比较,最终得到Keff值的最佳结果。     

反应堆Ⅱ类瞬态工况燃料棒包壳应变分析研究

在新燃料设计中,为更好保证燃料棒完整性,以田湾核电站5、6号机组长燃料循环堆芯燃料管理为背景,采用自主研发的燃料性能分析程序FUPAC,模拟稳态及II类瞬态条件下芯块-包壳的力学行为,并针对所需考虑的关键参数及模型进行研究,得到反应堆Ⅱ类瞬态下包壳应变的分析方法和理论模型。     

40 kW热离子月面堆电源堆芯方案研究

针对月球科研站的用电需求,笔者开展了电功率为40 kW、寿期为10年,以氢化钇为慢化剂的热离子月面堆电源堆芯方案的研究。对该型反应堆的温度效应、燃耗效应、慢化剂氢泄漏效应以及临界安全特性进行了分析研究。经综合分析和权衡研究,给出了经过优化的堆芯布置方案。计算给出了堆芯的临界参数、各种反应性效应、反应性平衡、特殊临界安全特性以及堆芯热工特性。结果表明：堆芯方案设计满足物理、热工的要求。     

模糊PID控制在核反应堆功率控制中的研究

应用核反应堆堆芯的中子动力学数学模型建立传递函数.采用模糊PID方法设计了反应堆功率控制器控制反应堆功率负荷跟踪变化.Simulink仿真表明所采用的模糊PID控制算法来控制反应堆功率的输出,比传统PID控制取得了较好的控制效果.     

压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果,一回路压力、一次侧向二次侧泄漏流量等主要参数变化趋势一致,安注投入等安全响应的情况基本相同,证明了本次计算的可信性。分析主要参数的变化趋势并解释其变化原因,总结出完整的事件序列和操作员干预的措施。对堆芯水位的计算结果表明:操作员在10min内对事故进行干预情况下堆芯不裸露,反应堆是安全的。