快堆控制棒组件非均匀效应修正方法研究

控制棒组件是快堆控制系统和安全保护系统的重要组成部分,快堆控制棒价值的准确求解至关重要。基于PASC?5程序的快堆少群均匀化群常数计算中使用直接体积均匀化方式,这会导致控制棒价值严重高估,必须对控制棒组件的非均匀效应进行修正。基于群常数修正的思路,本论研究了体积?通量权重、反应率之比守恒和反应性守恒3种方法在快堆控制棒组件非均匀效应修正中的应用;基于二维特征线程序开发了群常数修正因子计算程序FRHP。通过中国实验快堆算例进行测试验证,修正后的控制棒价值计算结果与MCNP计算的参考结果符合较好,表明3种方法均能对控制棒组件的非均匀效应实现有效修正,其中反应性守恒方法修正效果最好。     

西安脉冲堆反应性测量空间效应修正方法研究

反应性是反应堆重要的物理参数，在西安脉冲堆上增加反应性实时监测功能，能够为操纵员提供反应性实时大小和变化趋势，有利于其安全运行。逆动态方法以其实时性好、能测量任意反应性引入而被广泛应用于反应性测量，但由于控制棒的移动会导致中子注量率空间分布前后不一致，而出现偏差。本文对逆动态方法和静态空间效应因子进行了理论分析，给出了相应的计算方法；以西安脉冲堆为研究对象，使用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了探测器三维空间的响应函数，同时计算了归一化节块功率密度，由此得到静态空间效应因子；最后在脉冲堆上进行了不同棒速下插控制棒实验，处理实验数据得到控制棒积分价值曲线。结果表明，进行空间效应修正是必要的，经修正后计算得到的控制棒价值曲线更稳定，计算结果与真实值误差更小。      

基于连续能量蒙特卡罗的快中子反应堆均匀化截面计算方法研究

快堆确定论两步法通常由组件均匀化截面计算和堆芯扩散/输运计算共同组成,已广泛应用于快堆工程设计与分析领域。基于连续能量精细几何的蒙特卡罗均匀化截面计算方法可为先进快堆提供高精度均匀化群常数。本文简要综述了蒙特卡罗生成的均匀化截面与堆芯扩散/输运计算结合的发展现状与技术趋势。介绍了蒙特卡罗体积通量均匀化方法和超级均匀化等效修正方法,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法。以MET-1000金属燃料快堆数值对标为例,针对堆芯扩散计算,对控制棒使用超级均匀化等效修正方法,将堆芯扩散计算的控制棒价值高估从13.5%减小到0.35%,并提高了功率分布预测精度;针对堆芯输运计算,定量解析了误差原因,提出了蒙特卡罗通量矩均匀化方法,可减小MET-1000堆芯输运计算的反应性误差698 pcm。本文中适用于快堆扩散及堆芯输运计算的蒙特卡罗均匀化截面生成方法针对先进非均匀布置快堆、小型快堆等新型堆芯,与不同堆芯求解器的结合有待进一步发展与验证。同时,蒙特卡罗生成快堆均匀化截面还有许多问题需要深入研究,如不连续因子修正、基模修正、历史效应处理方法等。     

10MW高温气冷堆控制棒反应性当量计算

介绍了１０ＭＷ高温气冷堆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、硼碳砖及控制组成的超热群和热群截面。用二离散纵标法程序ＳＮ在坐标系下作控制棒详细结构模型计算，同时考虑空间和能谱疚发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。用有奶差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ在（ｒ，ｚ）坐标系下计算了全堆控制棒全插和全提情况下的Ｋｅｆｆ     

超级均匀化方法用于球床氟盐冷却高温堆扩散计算

球床氟盐冷却高温堆的控制棒位于侧反应射层内,存在无裂变中子源且受堆芯泄漏谱强烈影响的强吸收体区域扩散计算难题。超级均匀化方法(Super Homogenization,SPH)被用于对氟盐球冷却床堆侧反射层中控制棒区域的强吸收体进行等效均匀化处理,同时堆芯除控制棒区域外采用谱修正方法(Spectra Modification,SM),将输运计算的结果作为基准进行验算。结果表明,SM-SPH模型能有效地计算球床氟盐冷却高温堆反射层控制棒价值及通量分布,并且较常规的SPH方法能更好地处理棒间干涉效应。     

基于凤凰快堆寿期末控制棒提棒实验的SARAX程序系统确认

寿期末控制棒提棒实验是在法国钠冷快堆Phenix(凤凰快堆)退役之前开展的最后一次实堆测量实验,实验中测量了低功率状态下的控制棒价值和满功率状态下的径向功率分布。本实验采用西安交通大学开发的快堆中子学计算程序系统SARAX进行建模和计算,其计算过程采用基于点截面的超细群方法进行能谱计算,采用超级均匀化(SPH)因子方法进行组件均匀化计算,以及采用多群中子输运节块方法进行堆芯计算,最终计算了实验中4个临界状态的有效增殖因子、控制棒价值、堆芯反应性系数及功率分布等参数。计算结果表明:SARAX的计算结果与实验值吻合较好,计算精度优于传统的快堆物理计算程序,可以用于钠冷氧化物混合燃料(MOX燃料)快堆的核设计。     

基于Dragon与Donjon程序的液态熔盐实验堆临界计算与分析

基于组件输运程序Dragon与堆芯节块法程序Donjon，对包含有上下熔盐腔室、控制棒、实验孔道与中子源孔道的液态熔盐实验堆堆芯进行了计算与分析，给出了液态熔盐实验堆不同组件的等效均匀化模型。根据液态熔盐实验堆特性将中子能群划分为5种少群能群结构，基于所划分的每一种少群能群结构，对单根控制棒与不同控制棒组插入堆芯后的有效增殖因数和控制棒价值进行了计算分析。结果表明，7群能群结构具有更好的计算结果。基于7群能群结构开展了堆芯径向与纵向功率分布，以及控制棒拔出后堆芯的温度反应性系数计算分析，其计算结果与MCNP5计算结果相近，证明了模型等效的合理性以及Dragon和Donjon程序对液态熔盐实验堆的适用性。     

落棒法测量所有控制棒全插时的棒价值

商用压水堆控制棒总价值没有完全通过试验来验证。利用反应堆功率运行时落棒停堆瞬态数据,用自己开发的离线反应性仪计算程序(ODRM)来计算所有控制棒全插(ARI)时的棒价值,验证了核设计。     

基于Dragon与Donjon程序的液态熔盐实验堆临界计算与分析

基于组件输运程序Dragon与堆芯节块法程序Donjon,对包含有上下熔盐腔室、控制棒、实验孔道与中子源孔道的液态熔盐实验堆堆芯进行了计算与分析,给出了液态熔盐实验堆不同组件的等效均匀化模型。根据液态熔盐实验堆特性将中子能群划分为5种少群能群结构,基于所划分的每一种少群能群结构,对单根控制棒与不同控制棒组插入堆芯后的有效增殖因数和控制棒价值进行了计算分析。结果表明,7群能群结构具有更好的计算结果。基于7群能群结构开展了堆芯径向与纵向功率分布,以及控制棒拔出后堆芯的温度反应性系数计算分析,其计算结果与MCNP5计算结果相近,证明了模型等效的合理性以及Dragon和Donjon程序对液态熔盐实验堆的适用性。     

小型模块化熔盐堆控制棒布置的物理分析

sm-TMSR是中国科学院钍基熔盐堆核能系统中心（TMSR）设计的一款小型模块化多用途钍基熔盐示范堆。本文就sm-TMSR堆芯的控制棒布置进行了物理分析。首先，对熔盐堆特有的反应性变化现象进行了分析，提出了sm-TMSR控制棒的功能和需求，即:对于调节棒，要求设计的总价值在寿期初等于或略大于2.5×10-2，寿期末等于或略大于2.06×10-2；对于停堆棒，考虑卡棒准则，要求设计的单根棒价值在寿期初大于等于2.1×10-2；其次，计算了不同位置、不同控制棒孔道直径以及有无哈氏合金套管的单根控制棒价值；最后根据控制棒价值的需求大小，确定了控制棒组件在堆芯较为优化的物理设计:①控制棒组件孔道直径为9?cm，无哈氏合金套管；②4根控制棒成“十”字形分布，2根停堆棒均匀布置在堆芯的第1圈，2根调节棒均匀布置在堆芯的第6圈位置。      

Benchmark Analysis of TRIGA Mark II Reactivity Experiment Using a Continuous Energy Monte Carlo Code MCNP

The benchmark analysis of reactivity experiments in the TRIGA-II core at the Musashi Institute of Technology Research Reactor (Musashi reactor, 100 kW) was performed by a three-dimensional continuous-energy Monte Carlo code MCNP4A. The reactivity worth and integral reactivity curves of the control rods as well as the reactivity worth distributions of fuel and graphite elements were used in the validation process of the physical model and neutron cross section data from the ENDF/B-V evaluation. The calculated values of integral reactivity curves of the control rods were in agreement with the experimental data obtained by the period method. The integral worth measured by the rod drop method was also consistent with the calculation. The calculated values of the fuel and the graphite element worth distributions were consistent with the measured ones within the statistical error estimates. These results showed that the exact core configuration including the control rod positions to reproduce the fission source distribution in the experiment must be introduced into the calculation core for obtaining the precise solution. It can be concluded that our simulation model of the TRIGA-II core is precise enough to reproduce the control rod worth, fuel and graphite elements reactivity worth distributions.     

启明星Ⅱ号安全控制部件的实验验证

启明星Ⅱ号零功率装置（启明星Ⅱ号）所设计的安全控制部件有安全棒和调节棒，这些控制部件是反应堆安全运行的关键。本文采用逆动态反应性计测量的方法对所选定的控制部件的反应性价值进行了实验测量，并与理论计算结果进行了比较。结果表明，安全控制部件的反应性价值的实验测量结果与理论计算结果的相对偏差为4.46%，二者吻合较好。安全棒系统经力学分析评定，结果表明不会出现卡棒现象，能实现快速停闭反应堆的目的。安全棒系统、调节棒系统的机械性能经堆上反复实验验证，各系统性能稳定可靠，重复性好。     

Dependence of control rod worth on fuel burnup

One important parameter in the design and the analysis of a nuclear reactor core is the reactivity worth of the control rods, i.e. their efficiency to absorb excess reactivity. The control rod worth is affected by parameters such as the fuel burnup in the rod vicinity, the Xe concentration in the core, the operational time of the rod and its position in the core. In the present work, two different computational approaches, a deterministic and a stochastic one, were used for the determination of the rods worth dependence on the fuel burnup level and the Xe concentration level in a conceptual, symmetric reactor core, based on the MTR fuel assemblies used in the Greek Research Reactor (GRR-1). For the deterministic approach the neutronics code system composed by the SCALE modules NITAWL and XSDRN and the diffusion code CITATION was used, while for the stochastic one the Monte Carlo code TRIPOLI was applied. The study showed that when Xe is present in the core, the rods worth is significantly reduced, while the rod worth variation with increasing burnup depends on the rods position in the core grid. The rod worth obtained with the use of the Monte Carlo code is higher than the one obtained from the deterministic code.     

A Simple Method for Control Rod Worth Evaluation with Diffusion Codes

To present a simple method for calculating the worth of control rods in multiregion reactor cores, the well model approximation is applied to the finite difference diffusion code. The results of calculation are compared with experimental results obtained on the ōzenji Critical Facility, and also with calculations using transport equivalent constants. With its simplicity, the method proposed is accurate enough to suffice amply for most cases where only the reactivity is the end result sought, although the application of this method is limited to control rods inserted in the core region, and gives no information about the detailed neutron flux distribution around the control rod.     

固定棒位法测量控制棒总价值

控制棒价值测量的准确度与效率对核电厂的安全性与经济性具有重要影响。在动态刻棒等反应性测量工作中,本底与中子源对探测器有显著影响,致使根据实测电流计算得到的反应性显著偏离真实值。基于点堆逆动态方程,通过对本底与中子源影响的分析,利用固定棒位状态下的测量数据计算反应性并得到控制棒总价值,给出了一种不受本底与中子源影响的简便的控制棒总价值测量计算方法,并在零功率实验装置上进行验证。结果表明,该方法可有效避免本底和中子源组件对反应性探测的影响,并简化了离线理论计算,其与周期法计算结果的相对偏差在1%以内。     

Control rod worth calculations using deterministic and stochastic methods

Knowledge of the efficiency of a control rod to absorb excess reactivity in a nuclear reactor, i.e. knowledge of its reactivity worth, is very important from many points of view. These include the analysis and the assessment of the shutdown margin of new core configurations (upgrade, conversion, refuelling, etc.) as well as several operational needs, such as calibration of the control rods, e.g. in case that reactivity insertion experiments are planned. The control rod worth can be assessed either experimentally or theoretically, mainly through the utilization of neutronic codes. In the present work two different theoretical approaches, i.e. a deterministic and a stochastic one are used for the estimation of the integral and the differential worth of two control rods utilized in the Greek Research Reactor (GRR-1). For the deterministic approach the neutronics code system SCALE (modules NITAWL/XSDRNPM) and CITATION is used, while the stochastic one is made using the Monte Carlo code TRIPOLI. Both approaches follow the procedure of reactivity insertion steps and their results are tested against measurements conducted in the reactor. The goal of this work is to examine the capability of a deterministic code system to reliably simulate the worth of a control rod, based also on comparisons with the detailed Monte Carlo simulation, while various options are tested with respect to the deterministic results’ reliability.     

中国实验快堆安全棒和补偿棒价值理论分析和试验研究

利用蒙特卡罗程序对净堆临界和运行转载冷态下的安全棒和补偿棒的单棒价值以及棒组价值进行理论计算,同时通过落棒法和周期法对安全棒和补偿棒价值进行试验测量。经比较可看出,试验值与理论值吻合很好,两者的误差在5%以内。计算结果表明,蒙特卡罗程序具有较高的计算精度,可为在后续大型快堆中的应用提供参考。     

控制棒尖齿效应中非均匀不连续因子处理技术

为了在压水堆（PWR）中限制控制棒尖齿效应，燃料管理计算程序系统NECP-Bamboo中的变分节块法（VNM）在之前的工作中通过将截面用分片多项式展开，具备了处理非均匀截面的能力。但半插的控制棒同时在节块表面带来了非均匀的不连续因子（DF）。本文提出了一个可以完全解决这个问题的方案。首先，通过包含非均匀不连续因子的表面积分将非均匀不连续因子显式地表达在变分节块法的泛函中，然后用分片多项式展开不连续因子，使其出现在响应矩阵的构建中。与现有的再均匀化方法相比，BEAVRS基准题的数值结果表明，含非均匀不连续因子的非均匀变分节块法可以消除控制棒尖齿效应，同时获得更准确的功率分布。